CN109074877B - 微囊化核燃料的提高的韧性 - Google Patents

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Abstract

微囊化燃料颗粒通过对裂变产物释放使用多个屏障来增强高温气冷反应堆的安全性。微囊化燃料颗粒也有潜能在其他反应堆平台中进行相同的操作。本发明提供了一种用于增强微囊化燃料颗粒保留放射性核素的能力的方法，从而进一步增强核反应堆的安全性。具体地，提供了包括燃料核的核燃料颗粒；缓冲石墨碳层；内部热解碳层；多层压力容器；和外部热解碳层。多层压力容器包括碳化硅和热解碳的交替层。

Description

微囊化核燃料的提高的韧性
相关申请的交叉引用
本申请要求于2016年3月29日提交的美国临时申请号62/314,702的优先权，其全部内容通过引用并入本文。
技术领域
本发明涉及裂变核燃料。更具体地，本发明提供了一种制备微囊化燃料形式的方法，所述微囊化燃料形式在其陶瓷涂层中具有增强的韧性，并提供了制备的微囊化燃料形式。
背景技术
在随后背景的讨论中，参考某些结构和/或方法。然而，以下参考不应被解释为承认这些结构和/或方法构成现有技术。申请人明确保留证明此类结构和/或方法不符合现有技术的权利。
有许多已知类型的用于研究和发电的核反应堆的核燃料。燃料可以是多种类型，包括铀、钚或钍的可裂变(裂变)同位素和裂变产生(增殖性)同位素，形成例如陶瓷碳化物、氧化物、氮化物或硅化物。随着当前一代轻水反应堆(LWR)在核电生产方面几乎完全占据的主导地位，二氧化铀(UO2)颗粒已成为事实上的标准核燃料。UO2颗粒被用于压力水反应堆(PWR)和沸水反应堆(BWR)的配置，通过陶瓷加工途径大量生产：一旦获得适当纯度和裂变同位素富集的粉末，就将其按压，然后在氢存在下烧结并通过无中心研磨达到最终尺寸。一旦成品合格，将其置于锆合金管内并在惰性氦气环境中焊接密封。在正常的反应堆运行期间，该锆管提供许多功能，包括用于容纳放射性毒性裂变产物气体的集气室(屏障)。
另一种类型的反应堆是高温气冷反应堆(HTGR)。无论是棱柱形还是块(pebble)床配置，HTGR反应堆都使用专门设计的燃料作为裂变产物保留的主要屏障。这是通过在裂变材料承载(U、Pu等)燃料核周围设计碳、石墨和碳化硅(SiC)层来实现的。在该设计中，SiC涂层特定地成为压力容器。这种结构称为三元结构各向同性(TRISO)燃料。传统TRISO燃料的示例在图1中通过显示各层说明。具体地，图1的传统TRISO 10包括裂变燃料核11、缓冲石墨层12、内部热解碳层13、碳化硅层14和外部热解碳层15。传统的TRISO 10可以被压入主体石墨基质(未示出)中并被用于少量商用动力反应堆中。
最近，已开发出一种燃料形式，其中TRISO燃料通过在强而不可渗透的完全致密的SiC基质中压实，而不是像在HTGR的情况下在石墨基质中压实。该燃料已被开发并且先前被描述为更稳健的燃料，其中微囊化的“TRISO”燃料的SiC层和包含它们的致密陶瓷SiC基质除了可能存在的任何外部包层之外还提供裂变产物释放的两个屏障。裂变产物释放的二级屏障显著增强了核燃料的安全性，并减少了现代LWR的相关安全系统，并有益于气冷反应堆。
发明概述
本发明提供了用于在TRISO颗粒的SiC涂层中形成具有增强的韧性的TRISO颗粒的制造方法。涂覆燃料颗粒的制造利用流化床涂覆炉和当前用于形成传统TRISO颗粒的前驱体气体。然而，改变沉积方案以使得单个SiC涂层被包括交替的SiC层和热解碳(PyC或热解碳)的多层压力容器代替。
包括SiC和PyC的交替层的多层压力容器增强了陶瓷压力容器的韧性。具体地，发现SiC层之间的薄PyC层用于偏转在结构中产生的任何裂缝。尽管与单个SiC层相比多层结构可以表现出降低的强度，但是这些涂覆的燃料结构的失效取决于微裂纹传播的概率。因此，与单个SiC层相比，多层具有显著增强燃料保留放射性核素的能力的效果。另外，多层结构将对弹性应变表现出更高的耐受性，并且能首先延迟任何微裂纹形成的开始。
一种包括多层结构的燃料颗粒，包括：裂变燃料核、缓冲石墨碳层、内部热解碳层、多层压力容器和外部热解碳层。
形成上述燃料颗粒的方法包括：提供裂变燃料核；在燃料核上涂覆缓冲石墨层；将热解碳内层涂覆在缓冲石墨层上；将多层压力容器涂覆在热解碳内层上；将热解碳外层涂覆到多层压力容器上。
在一个具体实施方式中，所述方法包括在CVD炉中提供裂变燃料核；通过乙炔的分解在燃料核上沉积缓冲石墨层；通过分解乙炔和丙烯的混合物将一层热解碳内层沉积在缓冲石墨层上；通过在连续的涂层沉积过程中交替分解MTS和乙炔/丙烯的混合物，将多层压力容器沉积在热解碳内层上；和通过分解乙炔和丙烯的混合物，在多层压力容器上沉积热解碳外层。所有各种涂层可以在连续涂布运行中沉积而没有任何中断。一旦涂覆步骤完成，通过调节炉温和在反应气体之间切换，可以实现不同涂层的连续沉积。通过采用类似的策略也可以合理地实现薄SiC和PyC层的沉积。
在上述燃料颗粒或上述方法的一个实施方式中，所述多层压力容器包括至少三层，其中热解石墨层存在于两层碳化硅之间。
在根据任何上述燃料颗粒或上述方法的实施方式中，所述多层压力容器包括在热解石墨层和两层碳化硅中的一层之间的至少一对另外的热解石墨层和碳化硅层。在根据任何上述燃料颗粒或上述方法的实施方式中，所述多层压力容器包括至少2对、至少3对、至少4对、或至少5对热解石墨层和碳化硅层。在每个上述实施方式中，所述热解石墨层和碳化硅层在整个多层压力容器中交替。因此，所述热解石墨层将碳化硅层间隔开。
在根据任何上述燃料颗粒或上述方法的实施方式中，所述多层压力容器的厚度为从20至50μm、25至45μm、30至40μm或约35μm。
在根据任何上述燃料颗粒或上述方法的实施方式中，所述缓冲碳层的厚度为从50至300μm、70至200μm、80至150μm或约100μm。
在根据任何上述燃料颗粒或上述方法的实施方式中，所述热解石墨的内层和外层各自的厚度为从10至100μm、20至50μm、30至40μm或约40μm。
在根据任何上述燃料颗粒或上述方法的实施方式中，所述多层压力容器的每一层碳化硅层的厚度为从200nm至10μm、200nm至5μm、300nm至2000nm，或400nm至1000nm。
在根据任何上述燃料颗粒或上述方法的实施方式中，所述多层压力容器的每一层热解石墨层的厚度为从20nm至1000nm、20nm至500nm、30nm至200nm，或40nm至100nm。
在根据任何上述燃料颗粒或上述方法的实施方式中，所述多层压力容器的碳化硅层的厚度至少是所述多层压力容器的热解石墨层的厚度的2、3、4、5、6、7、10、20、50、100、200或500倍。
在根据任何上述燃料颗粒或上述方法的实施方式中，所述燃料核包括呈氧化物、碳化物或碳氧化物形式的裂变性和/或增殖性材料(例如，铀、钚、钍等)。在特定的实施方式中，所述燃料核包括任何合适的富集水平的低浓铀(LEU)。
在根据任何上述燃料颗粒或上述方法的实施方式中，所述燃料核包括从轻水反应堆的乏燃料中提取的超铀元素。
在根据任何上述燃料颗粒的实施方式中，所述燃料核包括从核武器提取的超铀元素。
在根据任何所述方法的实施方式中，每个涂覆步骤在流化化学气相沉积(CVD)炉中进行。
在根据任何所述方法的实施方式中，每个涂覆步骤包括使反应气体和任选的运载气体流入炉内。所述任选的运载气体可选自Ar、H或其混合物。可以通过控制颗粒批量大小、气体流速和混合物、炉温和沉积时间来控制每个涂层的厚度、密度和微观结构。
在根据上述方法的实施方式中，所述反应气体包括：乙炔(C2H2)，其分解可形成多孔缓冲碳层；乙炔和丙烯(C3H6)的混合物，其分解可形成内部热解碳层；和甲基三氯硅烷(CH3SiCl3)或MTS，其分解可形成碳化硅的各向同性层。
附图简要说明
现在将参考附图以示例的方式描述本发明的实施例，其中：
图1是显示了传统TRISO燃料颗粒的示意图；和
图2是显示了根据本发明的实施方式的一种燃料颗粒的示意图。
具体实施方式的详细描述
可以结合附图阅读以下详细描述，其中相同的数字表示相同的元件。
图2是显示了根据本发明实施方式的一种燃料颗粒的示意图。在图2中，燃料颗粒20包括裂变燃料核21、缓冲石墨层22、内部热解碳层23、多层压力容器24，和外部热解碳层25。多层压力容器24包括碳化硅层241和热解石墨层242作为交替涂层，并且在图2的横截面中显示为条纹。
可以将燃料颗粒20压入主体石墨基质或不可渗透的碳化硅基质(未示出)中，并用于动力反应堆中。
在图2所示的实施方式中，燃料颗粒20在其中心包括燃料核21。燃料核可以包括氧化物、碳化物或碳氧化物形式的裂变和/或增殖性材料(例如，铀、钚、钍等)。在特定的实施方式中，燃料核21包括任何合适富集水平的低浓铀(LEU)。
当燃料元件用于废物的减少和/或处置时，燃料核21可以替代地或另外地包括从乏燃料中提取或以其他方式再加工的超铀(TRU)和/或裂变产物。
例如，燃料元件可用于销毁由例如轻水反应堆或退役核武器产生的超铀废物。为此目的，燃料元件可包括由从轻水反应堆的乏燃料和/或核武器的核心提取的超铀元素形成的燃料核21。根据特定的实施方式，根据所述方法形成的燃料元件可用作轻水反应堆的燃料以销毁超铀废物，同时从其产生动力。
碳缓冲层22围绕燃料核21并且被用作容器，用于容纳扩散出燃料核21的裂变气体的累积以及燃料核21在燃料循环期间可能经历的任何机械变形。
内部PyC层23可以由相对致密的PyC形成并密封碳缓冲层22。
多层压力容器24用作主要裂变产物屏障和用于燃料核21的压力容器，在其中保留气态和金属裂变产物。多层压力容器24还提供燃料颗粒20的整体结构完整性。
在一些实施方式中，多层压力容器24中的SiC可以用碳化锆(ZrC)或具有与SiC和/或ZrC相似的性质的任何其他合适材料替换或补充。
外部PyC层25保护多层压力容器24在操作期间免受化学侵蚀，并且作为裂变产物的附加扩散边界。外部PyC层25还可以用作粘合到周围陶瓷基质的基板。
燃料颗粒20的构造和/或组成不限于上述实施方式。相反，应当理解，根据燃料颗粒的所需性质，符合本发明的燃料颗粒可包括一个或多个附加层，或省略除多层压力容器之外的一个或多个层。
尽管结合其优选实施例进行了描述，但是本领域技术人员将理解，在不脱离所附权利要求限定的本发明的范围的情况下，可以进行未具体描述的添加、删除、修改和替换。

Claims (78)

1.一种核燃料颗粒，包括：
燃料核；
缓冲石墨碳层；
内部热解碳层；
多层压力容器，所述多层压力容器包括至少三层，其中热解石墨层存在于两层碳化硅之间；其中所述多层压力容器的碳化硅层的厚度为所述多层压力容器的热解石墨层的厚度的至少2倍；和
外部热解碳层。
2.如权利要求1所述的核燃料颗粒，其特征在于，所述多层压力容器包括在热解石墨层和两层碳化硅中的一层之间的至少一对另外的热解石墨层和碳化硅层。
3.如权利要求2所述的核燃料颗粒，其特征在于，所述多层压力容器包括至少2对额外的热解石墨层和碳化硅层。
4.如权利要求3所述的核燃料颗粒，其特征在于，所述多层压力容器包括至少3对额外的热解石墨层和碳化硅层。
5.如权利要求3所述的核燃料颗粒，其特征在于，所述多层压力容器包括至少4对额外的热解石墨层和碳化硅层。
6.如权利要求3所述的核燃料颗粒，其特征在于，所述多层压力容器包括至少5对额外的热解石墨层和碳化硅层。
7.如权利要求3所述的核燃料颗粒，其特征在于，一个或多个热解石墨层和碳化硅层在整个多层压力容器中交替，从而热解石墨层将碳化硅层间隔开。
8.如权利要求1所述的核燃料颗粒，其特征在于，所述多层压力容器的厚度为从20至50μm。
9.如权利要求8所述的核燃料颗粒，其特征在于，所述多层压力容器的厚度为从25至45μm。
10.如权利要求8所述的核燃料颗粒，其特征在于，所述多层压力容器的厚度为从30至40μm。
11.如权利要求8所述的核燃料颗粒，其特征在于，所述多层压力容器的厚度为从33至37μm。
12.如权利要求1所述的核燃料颗粒，其特征在于，所述缓冲石墨碳层的厚度为从50至300μm。
13.如权利要求12所述的核燃料颗粒，其特征在于，所述缓冲石墨碳层的厚度为从70至200μm。
14.如权利要求12所述的核燃料颗粒，其特征在于，所述缓冲石墨碳层的厚度为从80至150μm。
15.如权利要求12所述的核燃料颗粒，其特征在于，所述缓冲石墨碳层的厚度为从90至110μm。
16.如权利要求1所述的核燃料颗粒，其特征在于，所述热解石墨的内层和外层的厚度各自为从10至100μm。
17.如权利要求16所述的核燃料颗粒，其特征在于，所述热解石墨的内层和外层的厚度各自为从20至50μm。
18.如权利要求16所述的核燃料颗粒，其特征在于，所述热解石墨的内层和外层的厚度各自为从30至40μm。
19.如权利要求16所述的核燃料颗粒，其特征在于，所述热解石墨的内层和外层的厚度各自为从38至42μm。
20.如权利要求1所述的核燃料颗粒，其特征在于，所述多层压力容器的每个碳化硅层的厚度为从200nm至10μm。
21.如权利要求20所述的核燃料颗粒，其特征在于，所述多层压力容器的每个碳化硅层的厚度为从200nm至5μm。
22.如权利要求20所述的核燃料颗粒，其特征在于，所述多层压力容器的每个碳化硅层的厚度为从300nm至2000nm。
23.如权利要求20所述的核燃料颗粒，其特征在于，所述多层压力容器的每个碳化硅层的厚度为从400nm至1000nm。
24.如权利要求1所述的核燃料颗粒，其特征在于，所述多层压力容器的每一层热解石墨层的厚度为从20nm至1000nm。
25.如权利要求24所述的核燃料颗粒，其特征在于，所述多层压力容器的每一层热解石墨层的厚度为从20nm至500nm。
26.如权利要求24所述的核燃料颗粒，其特征在于，所述多层压力容器的每一层热解石墨层的厚度为从30nm至200nm。
27.如权利要求24所述的核燃料颗粒，其特征在于，所述多层压力容器的每一层热解石墨层的厚度为从40nm至100nm。
28.如权利要求1所述的核燃料颗粒，其特征在于，所述多层压力容器的碳化硅层的厚度为所述多层压力容器的热解石墨层的厚度的至少4倍。
29.如权利要求28所述的核燃料颗粒，其特征在于，所述多层压力容器的碳化硅层的厚度为所述多层压力容器的热解石墨层的厚度的至少10倍。
30.如权利要求28所述的核燃料颗粒，其特征在于，所述多层压力容器的碳化硅层的厚度为所述多层压力容器的热解石墨层的厚度的至少20倍。
31.如权利要求28所述的核燃料颗粒，其特征在于，所述多层压力容器的碳化硅层的厚度为所述多层压力容器的热解石墨层的厚度的至少100倍。
32.如权利要求1所述的核燃料颗粒，其特征在于，所述燃料核包括呈氧化物、碳化物或碳氧化物形式的裂变性和/或增殖性材料。
33.如权利要求32所述的核燃料颗粒，其特征在于，所述裂变性和/或增殖性材料包括铀、钚、钍。
34.如权利要求1所述的核燃料颗粒，其特征在于，所述燃料核包括任何合适浓缩水平的低浓铀（LEU）。
35.如权利要求1所述的核燃料颗粒，其特征在于，所述燃料核包括从轻水反应堆的乏燃料中提取的超铀元素。
36.如权利要求1所述的核燃料颗粒，其特征在于，所述燃料核包括从核武器中提取的超铀元素。
37.一种形成核燃料的方法，包括：
提供燃料核；
将缓冲石墨碳层沉积在燃料核上；
将热解碳内层沉积在缓冲石墨碳层上；
将多层压力容器沉积在热解碳内层上，其中所述多层压力容器包括至少三层，其中热解石墨层存在于两层碳化硅之间，并且其中所述多层压力容器的碳化硅层的厚度为所述多层压力容器的热解石墨层的厚度的至少2倍；和
将热解碳外层沉积在多层压力容器上。
38.如权利要求37所述的方法，其特征在于，所述多层压力容器包括在热解石墨层和两层碳化硅中的一层之间的至少一对另外的热解石墨层和碳化硅层。
39.如权利要求38所述的方法，其特征在于，所述多层压力容器包括至少2对额外的热解石墨层和碳化硅层。
40.如权利要求39所述的方法，其特征在于，所述多层压力容器包括至少3对额外的热解石墨层和碳化硅层。
41.如权利要求39所述的方法，其特征在于，所述多层压力容器包括至少4对额外的热解石墨层和碳化硅层。
42.如权利要求39所述的方法，其特征在于，所述多层压力容器包括至少5对额外的热解石墨层和碳化硅层。
43.如权利要求39所述的方法，其特征在于，一个或多个热解石墨层和碳化硅层在整个多层压力容器中交替，从而热解石墨层将碳化硅层间隔开。
44.如权利要求37所述的方法，其特征在于，所述多层压力容器的厚度被沉积为从20至50μm。
45.如权利要求44所述的方法，其特征在于，所述多层压力容器的厚度被沉积为从25至45μm。
46.如权利要求44所述的方法，其特征在于，所述多层压力容器的厚度被沉积为从30至40μm。
47.如权利要求44所述的方法，其特征在于，所述多层压力容器的厚度被沉积为从33至37μm。
48.如权利要求37所述的方法，其特征在于，所述缓冲石墨碳层的厚度被沉积为从50至300μm。
49.如权利要求48所述的方法，其特征在于，所述缓冲石墨碳层的厚度被沉积为从70至200μm。
50.如权利要求48所述的方法，其特征在于，所述缓冲石墨碳层的厚度被沉积为从80至150μm。
51.如权利要求48所述的方法，其特征在于，所述缓冲石墨碳层的厚度被沉积为从90至110μm。
52.如权利要求37所述的方法，其特征在于，所述热解石墨的内层和外层的厚度各自被沉积为从10至100μm。
53.如权利要求52所述的方法，其特征在于，所述热解石墨的内层和外层的厚度各自被沉积为从20至50μm。
54.如权利要求52所述的方法，其特征在于，所述热解石墨的内层和外层的厚度各自被沉积为从30至40μm。
55.如权利要求52所述的方法，其特征在于，所述热解石墨的内层和外层的厚度各自被沉积为从38至42μm。
56.如权利要求37所述的方法，其特征在于，所述多层压力容器的每个碳化硅层的厚度被沉积为从200nm至10μm。
57.如权利要求56所述的方法，其特征在于，所述多层压力容器的每个碳化硅层的厚度被沉积为从200nm至5μm。
58.如权利要求56所述的方法，其特征在于，所述多层压力容器的每个碳化硅层的厚度被沉积为从300nm至2000nm。
59.如权利要求56所述的方法，其特征在于，所述多层压力容器的每个碳化硅层的厚度被沉积为从400nm至1000nm。
60.如权利要求37所述的方法，其特征在于，所述多层压力容器的每一层热解石墨层的厚度为从20nm至1000nm。
61.如权利要求60所述的方法，其特征在于，所述多层压力容器的每一层热解石墨层的厚度为从20nm至500nm。
62.如权利要求60所述的方法，其特征在于，所述多层压力容器的每一层热解石墨层的厚度为从30nm至200nm。
63.如权利要求60所述的方法，其特征在于，所述多层压力容器的每一层热解石墨层的厚度为从40nm至100nm。
64.如权利要求37所述的方法，其特征在于，所述多层压力容器的碳化硅层的厚度为所述多层压力容器的热解石墨层的厚度的至少4倍。
65.如权利要求64所述的方法，其特征在于，所述多层压力容器的碳化硅层的厚度为所述多层压力容器的热解石墨层的厚度的至少10倍。
66.如权利要求64所述的方法，其特征在于，所述多层压力容器的碳化硅层的厚度为所述多层压力容器的热解石墨层的厚度的至少20倍。
67.如权利要求64所述的方法，其特征在于，所述多层压力容器的碳化硅层的厚度为所述多层压力容器的热解石墨层的厚度的至少100倍。
68.如权利要求37所述的方法，其特征在于，所述燃料核包括呈氧化物、碳化物或碳氧化物形式的裂变性和/或增殖性材料。
69.如权利要求68所述的方法，其特征在于，所述裂变性和/或增殖性材料包括铀、钚、钍。
70.如权利要求37所述的方法，其特征在于，所述燃料核包括任何合适浓缩水平的低浓铀（LEU）。
71.如权利要求37所述的方法，其特征在于，所述燃料核包括从轻水反应堆的乏燃料中提取的超铀元素。
72.如权利要求37所述的方法，其特征在于，所述燃料核包括从核武器中提取的超铀元素。
73.如权利要求37所述的方法，其特征在于，每个沉积步骤在流化化学气相沉积（CVD）炉中进行。
74.如权利要求73所述的方法，其特征在于，每个沉积步骤包括使反应气体和任选的运载气体流入炉内。
75.如权利要求74所述的方法，其特征在于，所述任选的运载气体选自Ar、H或其混合物。
76.如权利要求74或75所述的方法，其特征在于，所述反应气体包括：乙炔（C2H2），其分解形成多孔缓冲石墨碳层；乙炔和丙烯（C3H6）的混合物，其分解形成内部热解碳层；和甲基三氯硅烷（CH3SiCl3），其分解形成碳化硅的各向同性层。
77.一种形成核燃料的方法，包括：
在流化化学气相沉积（CVD）炉中提供燃料核；
通过乙炔的分解将缓冲石墨碳层沉积在燃料核上；
通过分解乙炔和丙烯的混合物将一层热解碳内层沉积在缓冲石墨碳层上；
通过在连续的涂层沉积过程中交替分解甲基三氯硅烷（CH3SiCl3）和乙炔/丙烯的混合物，将多层压力容器沉积在热解碳内层上，其中所述多层压力容器包括至少三层，其中热解石墨层存在于两层碳化硅之间，并且其中所述多层压力容器的碳化硅层的厚度为所述多层压力容器的热解石墨层的厚度的至少2倍；和
通过分解乙炔和丙烯的混合物，将热解碳外层沉积在多层压力容器上。
78.如权利要求77所述的方法，其特征在于，每个沉积步骤都在连续涂层中沉积，没有任何中断。
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Families Citing this family (12)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR20180043789A (ko) 2015-07-25 2018-04-30 울트라 세이프 뉴클리어 코포레이션 완전 세라믹 마이크로캡슐화된 핵연료의 제조 방법
EP3437108B1 (en) 2016-03-29 2024-04-17 Ultra Safe Nuclear Corporation Process for rapid processing of pebble fuels
EP3437107B1 (en) 2016-03-29 2020-10-21 Ultra Safe Nuclear Corporation Fully ceramic microencapsulated fuel fabricated with burnable poison as sintering aid
US11189383B2 (en) 2018-12-02 2021-11-30 Ultra Safe Nuclear Corporation Processing ultra high temperature zirconium carbide microencapsulated nuclear fuel
KR20220069957A (ko) 2019-10-04 2022-05-27 울트라 세이프 뉴클리어 코포레이션 통합된 용기-내 중성자 차폐부
WO2021092401A1 (en) 2019-11-08 2021-05-14 Abilene Christian University Identifying and quantifying components in a high-melting-point liquid
CA3220042A1 (en) 2021-06-04 2022-12-29 Lorenzo Venneri Fuel-moderator inversion for safer nuclear reactors
US12018779B2 (en) 2021-09-21 2024-06-25 Abilene Christian University Stabilizing face ring joint flange and assembly thereof
US12249434B2 (en) 2023-03-31 2025-03-11 Abilene Christian University Thermal expansion support system and methods of use thereof
US12012827B1 (en) 2023-09-11 2024-06-18 Natura Resources LLC Nuclear reactor integrated oil and gas production systems and methods of operation
CN117373702A (zh) * 2023-11-27 2024-01-09 中国核动力研究设计院 高安全特性复杂结构多重包覆弥散燃料元件及其制备方法
US12347577B1 (en) 2024-04-11 2025-07-01 Natura Resources LLC Fuel salt shipping system

Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3361638A (en) * 1967-04-07 1968-01-02 Atomic Energy Commission Usa Pyrolytic graphite and nuclear fuel particles coated therewith
BE731955A (zh) * 1968-04-25 1969-10-01
US3649452A (en) * 1968-03-28 1972-03-14 Atomic Energy Commission Nuclear reactor fuel coated particles

Family Cites Families (40)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US2950238A (en) 1955-09-29 1960-08-23 Kenneth C Nicholson Silicon carbide bodies for use in nuclear reactors
DE1932567C3 (de) 1969-06-27 1975-06-26 Kernforschungsanlage Juelich Gmbh, 5170 Juelich Verfahren zur Herstellung von Brenn- und/oder Brutelementen für Kernreaktoren
US3826754A (en) 1971-06-16 1974-07-30 Gen Electric Chemical immobilization of fission products reactive with nuclear reactor components
US4297169A (en) 1976-06-29 1981-10-27 General Electric Company Nuclear fuel assembly and process
US4077838A (en) * 1976-07-28 1978-03-07 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Pyrolytic carbon-coated nuclear fuel
US4597936A (en) 1983-10-12 1986-07-01 Ga Technologies Inc. Lithium-containing neutron target particle
US4683114A (en) 1984-12-05 1987-07-28 Westinghouse Electric Corp. Burnable absorber-containing nuclear fuel pellets and formation of the same
US4707330A (en) 1985-01-08 1987-11-17 Westinghouse Electric Corp. Zirconium metal matrix-silicon carbide composite nuclear reactor components
JPS61232269A (ja) 1985-04-04 1986-10-16 新日本製鐵株式会社 硼素含有炭化珪素粉末の製造法
US4869867A (en) 1987-11-25 1989-09-26 General Electric Company Nuclear fuel
US4963758A (en) 1988-10-17 1990-10-16 General Atomics Method of making compacts containing precise amounts of nuclear fuel
US4978480A (en) 1988-12-29 1990-12-18 General Atomics Method of making nuclear fuel compacts
FR2683373B1 (fr) 1991-10-31 1994-03-04 Pechiney Uranium Elements combustibles nucleaires comportant un piege a produits de fission a base d'oxyde.
US5805657A (en) 1997-07-28 1998-09-08 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Nuclear fuel elements made from nanophase materials
US6162543A (en) 1998-12-11 2000-12-19 Saint-Gobain Industrial Ceramics, Inc. High purity siliconized silicon carbide having high thermal shock resistance
US20030113447A1 (en) 2001-12-13 2003-06-19 Sherwood Walter J. Process and compositions for making ceramic articles
DE10249355B4 (de) 2002-10-23 2005-08-04 Framatome Anp Gmbh Brennstoffpellet für einen Kernreaktor und Verfahren zu seiner Herstellung
ATE400877T1 (de) * 2004-03-01 2008-07-15 Pebble Bed Modular Reactor Pty Kernbrennstoff
US20060039524A1 (en) 2004-06-07 2006-02-23 Herbert Feinroth Multi-layered ceramic tube for fuel containment barrier and other applications in nuclear and fossil power plants
LU91158B1 (en) 2005-03-25 2006-09-26 Euratom Head end process for the reprocessing of reactor core material
JP2006234405A (ja) 2005-02-22 2006-09-07 Nuclear Fuel Ind Ltd 被覆燃料粒子とオーバコート粒子とそれらの製造方法
JP2007010472A (ja) 2005-06-30 2007-01-18 Nuclear Fuel Ind Ltd 高温ガス炉燃料用オーバーコート粒子の製造方法及び装置
JP2007086024A (ja) 2005-09-26 2007-04-05 Nuclear Fuel Ind Ltd 球型燃料用一次球の製造方法
JP4689573B2 (ja) * 2005-10-18 2011-05-25 原子燃料工業株式会社 燃料コンパクト
FR2909799A1 (fr) 2006-12-12 2008-06-13 Commissariat Energie Atomique Procede et fabrication d'elements de combustible nucleaire et contenant pour la mise en oeuvre d'un tel procede
JP2010540962A (ja) * 2007-10-04 2010-12-24 ローレンス・リバモア・ナショナル・セキュリティ・エルエルシー レーザー慣性閉じ込め核融合・核分裂発電プラントの制御
WO2009128250A1 (ja) 2008-04-16 2009-10-22 株式会社 東芝 原子燃料ペレットの製造方法、燃料集合体とその製造方法およびウラン粉末
US8475747B1 (en) 2008-06-13 2013-07-02 U.S. Department Of Energy Processing fissile material mixtures containing zirconium and/or carbon
WO2010086431A1 (de) 2009-01-30 2010-08-05 Ald Vacuum Technologies Gmbh Brennelement mit spalt- und brutstoff sowie verfahren zu dessen herstellung
US20100290578A1 (en) 2009-05-12 2010-11-18 Radix Power And Energy Corporation Deployable electric energy reactor
US20110317794A1 (en) 2010-06-03 2011-12-29 Francesco Venneri Nuclear fuel assembly and related methods for spent nuclear fuel reprocessing and management
US9299464B2 (en) * 2010-12-02 2016-03-29 Ut-Battelle, Llc Fully ceramic nuclear fuel and related methods
US20130077731A1 (en) 2011-03-28 2013-03-28 Torxx Group Inc. Ceramic encapsulations for nuclear materials and systems and methods of production and use
KR20130102766A (ko) 2012-03-08 2013-09-23 주식회사에스티엑스종합기술원 다중피복 구조로 형성된 핵연료
WO2014028731A1 (en) 2012-08-15 2014-02-20 University Of Florida Research Foundation, Inc. High density uo2 and high thermal conductivity uo2 composites by spark plasma sintering (sps)
US10032528B2 (en) 2013-11-07 2018-07-24 Ultra Safe Nuclear Corporation Fully ceramic micro-encapsulated (FCM) fuel for CANDUs and other reactors
US9793019B1 (en) * 2014-03-26 2017-10-17 Savannah River Nuclear Solutions, Llc Low temperature chemical processing of graphite-clad nuclear fuels
KR20180043789A (ko) 2015-07-25 2018-04-30 울트라 세이프 뉴클리어 코포레이션 완전 세라믹 마이크로캡슐화된 핵연료의 제조 방법
EP3437108B1 (en) 2016-03-29 2024-04-17 Ultra Safe Nuclear Corporation Process for rapid processing of pebble fuels
EP3437107B1 (en) 2016-03-29 2020-10-21 Ultra Safe Nuclear Corporation Fully ceramic microencapsulated fuel fabricated with burnable poison as sintering aid

Patent Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3361638A (en) * 1967-04-07 1968-01-02 Atomic Energy Commission Usa Pyrolytic graphite and nuclear fuel particles coated therewith
US3649452A (en) * 1968-03-28 1972-03-14 Atomic Energy Commission Nuclear reactor fuel coated particles
BE731955A (zh) * 1968-04-25 1969-10-01

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