CZ33930U1 - Jaderné palivo, palivová peleta toto jaderné palivo obsahující a palivová tyč obsahující tyto pelety - Google Patents
Jaderné palivo, palivová peleta toto jaderné palivo obsahující a palivová tyč obsahující tyto pelety Download PDFInfo
- Publication number
- CZ33930U1 CZ33930U1 CZ2019-37078U CZ201937078U CZ33930U1 CZ 33930 U1 CZ33930 U1 CZ 33930U1 CZ 201937078 U CZ201937078 U CZ 201937078U CZ 33930 U1 CZ33930 U1 CZ 33930U1
- Authority
- CZ
- Czechia
- Prior art keywords
- fuel
- uranium
- pellet
- nuclear
- nuclear fuel
- Prior art date
Links
- 239000000446 fuel Substances 0.000 title claims description 39
- 239000008188 pellet Substances 0.000 title claims description 38
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 title claims description 19
- 229910052770 Uranium Inorganic materials 0.000 claims description 13
- JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N uranium(0) Chemical compound [U] JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 13
- 239000004020 conductor Substances 0.000 claims description 7
- NXLGIFZSJFTWAS-UHFFFAOYSA-N bis(tellanylidene)uranium Chemical compound [Te]=[U]=[Te] NXLGIFZSJFTWAS-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 6
- SCCCLDWUZODEKG-UHFFFAOYSA-N germanide Chemical compound [GeH3-] SCCCLDWUZODEKG-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 6
- 239000000463 material Substances 0.000 claims description 6
- 239000011248 coating agent Substances 0.000 claims description 5
- 238000000576 coating method Methods 0.000 claims description 5
- 238000012544 monitoring process Methods 0.000 claims description 3
- 238000005259 measurement Methods 0.000 claims description 2
- 239000000843 powder Substances 0.000 claims description 2
- FCTBKIHDJGHPPO-UHFFFAOYSA-N uranium dioxide Inorganic materials O=[U]=O FCTBKIHDJGHPPO-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 4
- OKTJSMMVPCPJKN-UHFFFAOYSA-N Carbon Chemical compound [C] OKTJSMMVPCPJKN-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 3
- 239000000919 ceramic Substances 0.000 description 3
- 229910002804 graphite Inorganic materials 0.000 description 3
- 239000010439 graphite Substances 0.000 description 3
- 238000000034 method Methods 0.000 description 3
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 3
- XLYOFNOQVPJJNP-ZSJDYOACSA-N Heavy water Chemical compound [2H]O[2H] XLYOFNOQVPJJNP-ZSJDYOACSA-N 0.000 description 2
- 229910001093 Zr alloy Inorganic materials 0.000 description 2
- 150000001875 compounds Chemical class 0.000 description 2
- 230000004992 fission Effects 0.000 description 2
- 230000008569 process Effects 0.000 description 2
- 230000009257 reactivity Effects 0.000 description 2
- 229910000831 Steel Inorganic materials 0.000 description 1
- 230000002159 abnormal effect Effects 0.000 description 1
- 230000004913 activation Effects 0.000 description 1
- 230000000712 assembly Effects 0.000 description 1
- 238000000429 assembly Methods 0.000 description 1
- 238000005452 bending Methods 0.000 description 1
- 238000009835 boiling Methods 0.000 description 1
- 229910052799 carbon Inorganic materials 0.000 description 1
- 229910010293 ceramic material Inorganic materials 0.000 description 1
- 238000001816 cooling Methods 0.000 description 1
- 238000005516 engineering process Methods 0.000 description 1
- 229910052732 germanium Inorganic materials 0.000 description 1
- GNPVGFCGXDBREM-UHFFFAOYSA-N germanium atom Chemical compound [Ge] GNPVGFCGXDBREM-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 238000000227 grinding Methods 0.000 description 1
- 238000002386 leaching Methods 0.000 description 1
- 238000002844 melting Methods 0.000 description 1
- 230000008018 melting Effects 0.000 description 1
- 229910052751 metal Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000002184 metal Substances 0.000 description 1
- 238000012986 modification Methods 0.000 description 1
- 230000004048 modification Effects 0.000 description 1
- OOAWCECZEHPMBX-UHFFFAOYSA-N oxygen(2-);uranium(4+) Chemical compound [O-2].[O-2].[U+4] OOAWCECZEHPMBX-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 230000005855 radiation Effects 0.000 description 1
- 238000005245 sintering Methods 0.000 description 1
- 239000010959 steel Substances 0.000 description 1
- 229910052714 tellurium Inorganic materials 0.000 description 1
- PORWMNRCUJJQNO-UHFFFAOYSA-N tellurium atom Chemical compound [Te] PORWMNRCUJJQNO-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 230000000930 thermomechanical effect Effects 0.000 description 1
- 238000012546 transfer Methods 0.000 description 1
- JFALSRSLKYAFGM-OIOBTWANSA-N uranium-235 Chemical compound [235U] JFALSRSLKYAFGM-OIOBTWANSA-N 0.000 description 1
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
- G21C3/02—Fuel elements
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
- G21C3/02—Fuel elements
- G21C3/04—Constructional details
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
- G21C3/02—Fuel elements
- G21C3/04—Constructional details
- G21C3/045—Pellets
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Description
Oblast techniky
Technické řešení se týká jaderného paliva na bázi sloučenin polokovů s uranem, palivových pelet toto jaderné palivo obsahujících a palivových tyčí obsahujících tyto pelety.
Dosavadní stav techniky
Jaderné palivo pro tlakovodní a varné jaderné reaktory (s jistými úpravami i pro další typy lehkovodní grafitové, grafitové CO2 chlazené, těžkovodní, rychlé) se vyrábí z oxidu uraničitého UO2, který se spéká do formy keramických pelet. V těchto peletách probíhá v průběhu provozu reaktoru štěpná řetězová reakce, uvolňuje se teplo a produkují štěpné a aktivační produkty. Výsledkem těchto procesů je fakt, že v peletě o průměru necelého centimetru je teplotní gradient mezi středem a okrajem až 800 °C, v případě abnormálních či havarijních procesů ještě více. Pelety se skládají na sebe a vkládají se do pokrytí, tvořeného slitinami zirkonia (nebo oceli v případě grafitových CO2 chlazených nebo rychlých reaktorů). Takto vzniklá tyč je naplněna inertní atmosférou a nahoře a dole zavařena. Palivové tyče se potom dále skládají do souborů jaderného paliva.
Sintrovaný keramický oxid uraničitý má velmi malou tepelnou vodivost, která způsobuje vysoký radiální gradient teplot v peletách jaderného paliva lehkovodních jaderných reaktorů.
V současnosti je stav techniky takový, že vysoký gradient je považován za přijatelný. Peleta však vlivem tohoto gradientu praská, drolí se a je méně odolná radiačnímu poškození. V případě poškození pokrytí paliva je pravděpodobné vymývání radionuklidů do primárního okruhu.
V případě havarijních situací a náhlého navýšení teplot v palivu se centrální část paliva může dostat až k teplotě tavení UO2, i když okrajové části pelety jsou na bezpečně nízké teplotě. Dalším problémem je kumulované teplo, které je úměrné integrálu teplotního pole v palivové peletě. V případě ztráty chlazení dochází v prvních okamžicích k potřebě odvést toto teplo z paliva, což zhoršuje bilanci havarijní situace.
Podstata technického řešení
Cílem tohoto technického řešení je představit řešení, které výše uvedené nevýhody odstraňuje.
Výše zmíněné nedostatky odstraňuje do značné míry jaderné palivo, jehož podstata spočívá v tom, že obsahuje tellurid uraničitý UTe2 a/nebo germanid uraničitý UGe2, přičemž použitý uran má obsah izotopu uranu 235U maximálně 4,99 % hmotnostních.
Ve výhodném provedení tellurid uraničitý UTe2 je o maximálním obohacení méně než 5 % hmotnostních a smísen s práškovým germanidem uraničitým UGe2 v hmotnostních poměrech 1:9.
Výše zmíněné nedostatky odstraňuje do značné míry rovněž palivová peleta obsahující jaderné palivo podle některého shora uvedeného provedení.
Ve výhodném provedení je opatřena konektorem a vodičem umožňujícím monitorování elektrických veličin jaderného paliva během provozu.
V jiném výhodném provedení je o průměru maximálně 1,5 cm a výšce maximálně 2,5 cm.
- 1 CZ 33930 U1
V jiném výhodném provedení je horní a dolní okraj pelety čočkově vybrán směrem ven do výšky 1 mm.
Výše zmíněné nedostatky odstraňuje do značné míry rovněž palivová tyč obsahující palivové pelety podle některého shora uvedeného provedení.
Ve výhodném provedení je na první palivové peletě shora a první palivové peletě zdola umístěný elektricky připevněný vodič, který prochází pokrytím a umožňuje měření elektrických veličin v materiálu paliva během provozu.
Příklady uskutečnění technického řešení
Jaderné palivo podle tohoto technického řešení obsahuje tellurid uraničitý UTe2 a/nebo germanid uraničitý UGe2, a to v libovolných hmotnostních poměrech, přičemž použitý uran má obsah izotopu uranu 235U maximálně 4,99 % hmotnostních.
V příkladném provedení je práškový standardní tellurid uraničitý UTe2 o maximálním obohacení méně než 5 % hmotnostních a smísen s práškovým germanidem uraničitým UGe2 v hmotnostních poměrech 1:9.
Podstatou tohoto technického řešení je rovněž palivová peleta, vytvořená sintrováním uvedeného paliva podle tohoto technického řešení, jejím obroušením a opatřením výhodně konektorem a vodičem.
Palivová peleta může být o průměru maximálně 1,5 cm a výšce maximálně 2,5 cm. Horní a dolní okraj pelety je čočkově vybrán směrem ven (vyboulen) do výšky 1 mm v centru pelety, aby nedocházelo ke spékání pelet, ale aby byl zajištěn jejich elektrický a tepelný kontakt. Na peletě je upevněn vodič umožňující monitorování elektrických veličin materiálu paliva za provozu.
Podstata inovovaného řešení je tedy založena na tom, že místo keramického materiálu používaného ve stavu techniky jsou využity výše uvedené sloučeniny a jejich kombinace, jelikož tyto disponují unikátními termomechanickými vlastnostmi, přičemž i jejich neutronově-fyzikální vlastnosti jsou vhodné pro využití v podobě jaderného paliva. Elektrická i tepelná vodivost těchto materiálů je vysoká, což umožňuje snížit teplotní gradient v jaderném palivu o stovky stupňů. Reaktivita vázaná germaniem je nepatrně vyšší než reaktivita vázaná tellurem. Výpočty ukazují, že při stejném obohacení paliva izotopem uranu 235U lze docílit obdobných palivových kampaní, jako s keramickým oxidickým palivem.
Nové palivo je dobrým tepelným a elektrickým vodičem. Aby nedocházelo k bowingu (prohnutí paliva do tvaru luku) jsou pelety jaderného paliva výhodně čočkově vybrány směrem ven (vybouleny), aby se dotýkaly v centru pelet. Výpočty ukazují, že takto lze docílit poměrně intenzivního axiálního přestupu tepla mezi jednotlivými peletami. Zároveň je zajištěn dobrý elektrický kontakt mezi peletami.
Tyto pelety jsou umístěny na sebe a uzavřeny v klasickém pokrytí na bázi zirkoniových slitin, čímž je vytvořena palivový tyč, jež je rovněž podstatou tohoto technického řešení. Ve výhodném provedení jsou palivové tyče upraveny tak, že na první peletě shora a první peletě zdola je umístěný elektricky připevněný vodič, který prochází pokrytím a umožňuje měření elektrických veličin v materiálu paliva během provozu jaderného reaktoru s novým palivem v závislosti na výkonu reaktoru, vyhoření paliva, lokálních poruchách neutroniky reaktoru apod. Tento unikátní způsob monitoringu jaderného paliva je umožněn specifickými vlastnostmi nových materiálů UTe2 a UGe2 a konkrétním řešením.
Claims (8)
- NÁROKY NA OCHRANU1. Jaderné palivo, vyznačující se tím, že obsahuje tellurid uraničitý UTe2 a/nebo germanid uraničitý UGe2, přičemž použitý uran má obsah izotopu uranu 235U maximálně 4,99 % hmotnostních.
- 2. Jaderné palivo podle nároku 1, vyznačující se tím, že tellurid uraničitý UTe2 je o maximálním obohacení méně než 5 % hmotnostních a smísen s práškovým germanidem uraničitým UGe2 v hmotnostních poměrech 1:9.
- 3. Palivová peleta, vyznačující se tím, že obsahuje jaderné palivo podle nároku 1 nebo 2.
- 4. Palivová peleta podle nároku 3, vyznačující se tím, že je opatřena konektorem a vodičem umožňujícím monitorování elektrických veličin jaderného paliva během provozu.
- 5. Palivová peleta podle některého z nároků 3 nebo 4, vyznačující se tím, že je o průměru maximálně 1,5 cm a výšce maximálně 2,5 cm.
- 6. Palivová peleta podle některého z nároků 3 až 5, vyznačující se tím, že horní a dolní okraj pelety je čočkově vybrán směrem ven do výšky 1 mm.
- 7. Palivová tyč, vyznačující se tím, že obsahuje palivové pelety podle některého z nároků3 až 6.
- 8. Palivová tyč podle nároku 7, vyznačující se tím, že na první palivové peletě shora a první palivové peletě zdola je umístěný elektricky připevněný vodič, který prochází pokrytím a umožňuje měření elektrických veličin v materiálu paliva během provozu.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| CZ2019-37078U CZ33930U1 (cs) | 2019-12-27 | 2019-12-27 | Jaderné palivo, palivová peleta toto jaderné palivo obsahující a palivová tyč obsahující tyto pelety |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| CZ2019-37078U CZ33930U1 (cs) | 2019-12-27 | 2019-12-27 | Jaderné palivo, palivová peleta toto jaderné palivo obsahující a palivová tyč obsahující tyto pelety |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| CZ33930U1 true CZ33930U1 (cs) | 2020-04-28 |
Family
ID=70457633
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| CZ2019-37078U CZ33930U1 (cs) | 2019-12-27 | 2019-12-27 | Jaderné palivo, palivová peleta toto jaderné palivo obsahující a palivová tyč obsahující tyto pelety |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| CZ (1) | CZ33930U1 (cs) |
-
2019
- 2019-12-27 CZ CZ2019-37078U patent/CZ33930U1/cs not_active IP Right Cessation
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US10475543B2 (en) | Dispersion ceramic micro-encapsulated (DCM) nuclear fuel and related methods | |
| JP2020508437A (ja) | 焼結した核燃料ペレット、燃料棒、核燃料集合体、および焼結した核燃料ペレットの製造方法 | |
| WO2018206234A1 (en) | A nuclear fuel pellet, a fuel rod, and a fuel assembly | |
| US3019176A (en) | Fuel element | |
| US3244599A (en) | Fuel element for nuclear reactor | |
| US3324540A (en) | Method for making porous target pellets for a nuclear reactor | |
| Manara et al. | The melting behaviour of oxide nuclear fuels: effects of the oxygen potential studied by laser heating | |
| US3098024A (en) | Composite fuel elements for nuclear reactors | |
| US6881376B2 (en) | Nuclear fuel body including tungsten network and method of manufacturing the same | |
| CZ33930U1 (cs) | Jaderné palivo, palivová peleta toto jaderné palivo obsahující a palivová tyč obsahující tyto pelety | |
| CZ308689B6 (cs) | Jaderné palivo, palivová peleta obsahující toto jaderné palivo a palivová tyč obsahující tyto palivové pelety | |
| Konings et al. | Fuels and targets for transmutation | |
| JPH07120580A (ja) | 核燃料サイクル | |
| US3350274A (en) | Matrix-type nuclear fuel element including fission product retentive materials | |
| JP6699882B2 (ja) | 核燃料コンパクト、核燃料コンパクトの製造方法、及び核燃料棒 | |
| Bisplinghoff et al. | Radiochemical characterisation of graphite from Juelich experimental reactor (AVR) | |
| Mishra et al. | Fabrication of nuclear fuel elements | |
| Kumar | Development, fabrication and characterization of fuels for indian fast reactor programme | |
| Somers et al. | Safety assessment of plutonium mixed oxide fuel irradiated up to 37.7 GW day tonne− 1 | |
| Kwast et al. | The behaviour of ceramic breeder materials with respect to tritium release and pellet/pebble mechanical integrity | |
| CZ33786U1 (cs) | Jaderné palivo se zvýšenou tepelnou vodivostí, palivová peleta toto jaderné palivo obsahující a palivová tyč obsahující alespoň jednu tuto peletu | |
| Schulze | BORAX-IV: Preliminary Report on the Present Series of Experiments with Oxide Fuels | |
| Einziger et al. | Spent-fuel dry-bath oxidation testing | |
| CA2311009C (en) | Disposal of radiation waste in glacial ice | |
| US3198711A (en) | Thermoelectric nuclear fuel element |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| FG1K | Utility model registered |
Effective date: 20200428 |
|
| MK1K | Utility model expired |
Effective date: 20231227 |