DE1266410B - Verfahren zum Einbringen von abbrennbaren Neutronen absorbierenden Stoffen in die Brennstofftabletten von umhuellten Kernreaktorbrennelementstaeben - Google Patents
Verfahren zum Einbringen von abbrennbaren Neutronen absorbierenden Stoffen in die Brennstofftabletten von umhuellten KernreaktorbrennelementstaebenInfo
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Description
BUNDESREPUBLIK DEUTSCHLAND DEUTSCHES Mj9Wl· PATENTAMT
Int. Cl.:
G21d
AUSLEGESCHRIFT
Deutsche Kl.: 21g-21/31
Nummer: 1266410
Aktenzeichen: W 42834 VI11 c/21 g
Anmeldetag: 22. November 1966
Auslegetag: 18. April 1968
Die vorliegende Erfindung bezieht sich auf ein Verfahren
zum Einbringen von genau bemessenen Mengen abbrennbarer, Neutronen absorbierender Stoffe
in die Brennstofftabletten von umhüllten Kernrcaktorbrennelementstäben. Die Anwendung von abbrennbaren,
Neutronen absorbierenden Stoffen, im folgenden Neutronengifte genannt, in Kernreaktoren
ist an sich bekannt. Mit ihrer Hilfe kann erstens die Lebenszeit von höher angereicherten Brennelementen
verlängert werden, zweitens die Anzahl der Regelstäbe für eine gegebene Reaktorkernlebenszeit herabgesetzt
und drittens die Energieerzeugung so gesteuert werden, daß eine verhältnismäßig gleichförmige
Ausgangsleistung während der gesamten Lebenszeit des Reaktorkerns erhalten bleibt. Abbrennbare
Neutronengifte sind dabei solche Stoffe, die zunächst einen sehr hohen Neutronenabsorption-,
querschnitt für thermische Neutronen besitzen, durch die Absorption von Neutronen jedoch in Stoffe mit
niedrigem Neutroneneinfangquerschnitt umgewandelt werden. Solche Stoffe sind beispielsweise Bor,
Kadmium, Gadolinium, Samarium und Europium. Bei dem erstgenannten Neutronengift Bor erfolgt dabei
durch die Bestrahlung mit thermischen Neutronen folgende Reaktion:
Bio + „i->Li7 + He4
Der thermische Neutronenabsorptionsquerschnitt wird durch diese Reaktion von 3840 auf 0,033 barns
herabgesetzt.
Diese abbrennbaren Neutronengifte können nun an verschiedenen Stellen des Reaktorkerns eingesetzt
werden, z. B. als Bestandteil der Brennstabumhüllung oder auch als Bestandteil der Kernbrennstofftabletten,
die innerhalb der Brennstabhüllrohre angeordnet sind. Die Einbringung des Materials in das Hüllrohrmetall
ist mit technologischen Schwierigkeiten verbunden. Seine Anordnung innerhalb der Kernbrennstofftabletten
wurde ebenfalls bereits versucht, die Ergebnisse waren jedoch wenig zufriedenstellend gewesen,
da während des Herstellungsvorgangs der Tabletten mit Hilfe der konventionellen Pulvermetallurgietechnik,
insbesondere während des Sinterungszyklus, unannehmbare und unterschiedliche Verluste
von Bor (bis zu 50%) auftraten. Diese Erfahrungen wurden gemacht mit Kernbrennstofftabletten, die mit
etwa 100 ppm Bor hergestellt wurden.
Durch eine spezielle Modifizierung der konventionellen
Technik für die Herstellung von gesinterten Kernbrennstofftabletten, die etwa 100 ppm Bor als
abbrennbares Gift enthalten, ist es gelungen, die Verluste von Bor durch den Sinterungszyklus wesentlich
Verfahren zum Einbringen von abbrennbaren
Neutronen absorbierenden Stoffen in die
JBrennstofftablctten von umhüllten
Kernreaktorbrennelementstäben
Neutronen absorbierenden Stoffen in die
JBrennstofftablctten von umhüllten
Kernreaktorbrennelementstäben
Anmelder:
Westinghouse Electric Corporation,
Pittsburgh, Pa. (V. St. A.)
Pittsburgh, Pa. (V. St. A.)
Vertreter:
Dr. jur. G. Hoepffner, Rechtsanwalt,
8520 Erlangen, Werner-von-Siemens-Str. 50
Als Erfinder benannt:
Richard G. Rose,
East McKeesport, Pa. (V. St. A.)
Beanspruchte Priorität:
V. St. v. Amerika vom 3. Dezember 1965
(511 438)
V. St. v. Amerika vom 3. Dezember 1965
(511 438)
zu verringern und damit die meisten der früheren Schwierigkeiten z,u überwinden. Erfindungsgemäß ist
dieses neue Verfahren durch folgende-Arbeitsschritte gekennzeichnet: Mischen von pulverförmigem spaltbarem
Material mit einer bestimmten Menge Neutronengift sowie mit einem Bindemittel zu einer homogenen
Masse, Pressen dieser Mischung zu kompakten Tabletten, Erwärmen derselben im Vakuum auf 250
bis 350° C und Halten dieser Temperatur für IV2 bis
3 Stunden, Aufheizen der Tabletten in einer Wasserstoffatmosphäre auf 600 bis 700° C für eine Zeitdauer
von 1 bis 3 Stunden und Sintern derselben in einer Wasserstoffatmosphäre bei 1500 bis 1800°C für eine
Zeitdauer von 1 bis 6 Stunden. Das spaltbare Material kann dabei aus einem Stoff der Reihe Urandioxid,
Plutoniumdioxid, Thoriumdioxid oder irgendeiner Kombination derselben und das abbrennbare Neutronengift
aus einem Stoff der Gruppe Bor, Gadolinium, Kadmium, Samarium, Europium und deren
Verbindungen bestehen, wobei als Bindemittel eine organische Verbindung Verwendung findet.
Vor der näheren Beschreibung der einzelnen Verfahrensschritte sei auf die F i g. 1 bis 3 verwiesen.
809 539 318
F i g. 1 zeigt den Längsschnitt eines Brennelementstabes, der eine Vielzahl von gesinterten Tabletten aus
Urandioxid enthält, in denen ein abbrennbares Neutronengift homogen verteilt ist;
F i g. 2 zeigt einen Querschnitt dieses Brennelement-Stabes
entlang der Linie H-II von Fig. 1; in
F i g. 3 ist durch eine graphische Darstellung die Wirkung des abbrennbaren Neutronengiftes auf dio
Lebenszeit des Reaktors bei der Verwendung unterschiedlicher Anreicherungsgrade von Uran 235 dargestellt.
Gemäß F i g. 1 ist der Brennelementstab mit 1 bezeichnet und besteht aus einem langgestreckten Hüllrohr
2, das mit den Endkappen 3 und 4 eine geschlossene Kammer 5 bildet, die eine Säule von
Brennstofftabletten 6 enthält. Die Röhre 2 und die Tabletten 6 haben vorzugsweise einen kreisförmigen
Querschnitt, die Länge der Tabletten ist beispielsweise doppelt so groß wie der Durchmesser. Zwischen
den Tabletten 6 und dem Hüllrohr 2 ist ein Zwischenraum 7 vorgesehen, der ein Schwellen der Tabletten
während des Reaktorbetriebes ermöglicht.
Jede Tablette 6 besteht aus einem gesinterten Körper aus spaltbarem Material 8, wie z. B. Urandioxid
(UO2), in dem ein bestimmter Betrag eines abbrennbaren Neutronengiftes homogen verteilt ist. Das
spaltbare Material besteht dabei aus einem Dioxid der Isotope, wie z. B. Uran 235, Uran 233, Plutonium
239, Plutonium 232 oder Mischungen daraus und dem Rest aus Uran 238 oder einem anderen Uran
oder Thoriumabkömmling. Die Verwendung von Urandioxid (UO2) hat ausgezeichnete Ergebnisse
erbracht.
Von den genannten Neutronengiften hat sich Bor sehr bewährt, es kann in Gestalt von Pulvern des
Metalls, des Borkarbids (BiC) oder des Zirkondiborids (ZrBo) den Ausgangsstoffen für die Tablettenherstellung
zugegeben werden.
Ein weiterer zusätzlicher Bestandteil dieser Ausgangsstoffe ist ein organisches Binde- und Schmiermittel,
das während des Verarbeitungsprozesses flüchtig ist. Seine Binde- und Schmiereigenschaften ermöglichen
das Zusammenpressen der Ausgangsstoffe zu einer Tablette.
Die erste Stufe des Verfahrens besteht in einer innigen Mischung der drei genannten Grundbestandteile,
wobei das spaltbare Material eine Teilchengröße von etwa 0,009 bis 0,125 mm besitzt. Der Anteil der
Boratome in dieser Anfangsmischung kann zwischen 25 und 500 ppm variieren und hängt ab von dem
Betrag des gewünschten abbrennbaren Giftes in den Tabletten. Die Größenordnung der dafür normalerweise
benötigten Gewichtsprozente für jeden Tablettenanteil sind in der Tabelle I für die Borverbindungen
Borkarbid und Zirkondiborid sowie metallisches Bor zusammengestellt.
Bor in der
gesinterten Tablette
(ppm)
gesinterten Tablette
(ppm)
25
500
500
25
500
500
Beträge der anfänglichen Zugaben
(Gewichtsprozent)
(Gewichtsprozent)
Zirkonium-
diborid
0,012
0,256
Pulverisiertes Bor
0,002
0,049
0,002
0,049
Urandioxid
98,027
97.783
97.783
Urandioxid
98.037
97,990
97,990
Binder
1,961 1,961
Binder
1.961 1,961
Gleichgewichte der anfänglichen Zugaben
für unterschiedliche Borverbindungen
für unterschiedliche Borverbindungen
Bor in der gesinterten Tablette (ppm) |
Beträge der anfanglichen Zugaben (Gewichtsprozent) |
Urandioxid 98,036 97,977 |
Binder 1,961 1,961 |
25 • 500 |
Borkarbid 0,003 -0,062 |
Die durch inniges Mischen dieser Stoffe sowie durch Kaltpressen hergestellten Tabletten werden
nun etwa folgendermaßen weiterbehandelt: erstens 2 Stunden Vorsintern im Vakuum bei etwa 250 bis
350 C, zweitens 2 bis 3 Stunden Vorsintern in Wasserstoff bei etwa 600 bis 700 C, drittens· für etwa
4 Stunden Sintern in Wasserstoffatmosphäre bei einer Temperatur von etwa 1500 bis 1800 C.
Durch diese einzelnen Sintervorgänge wird die Austreibung des Bindemittels durch Zersetzung und
Abdampfung bewirkt, wobei eine Oxydation "des Zirkondiborids verhindert wird. Borverluste während
des Sinterns werden also vermieden.
Das Binde-und Schmiermittel kann aus einer Reihe von käuflichen organischen Bindern, z. B. Polyvinylalkohol
und einem Schmiermittel, wie z. B. PoIyäthylenglycol,
zusammengesetzt sein. Beispielsweise wird eine wäßrige Mischung aus Polyvinylalkohol
und Polyäthylenglycol zu den gemischten Pulvern aus Urandioxid und Zirkonborid hinzugegeben. *
Wie bereits erwähnt, hat die erste Vorsinterungsstufe den Zweck, dieses Binde- und Schmiermittel aus
der Tablette wieder auszutreiben. Die zweite Vorsinterungsstufe, die für 2 bis 3 Stunden in einer Wasserstoffatmosphäre
zwischen 600 und 700 C durchgeführt wird, hat den Zweck, das richtige Sauerstoff-Uran-Verhältnis
einzustellen. Ein möglicher Sauerstoffüberschuß, wie er z. B. in hyperstöchiometrischem
UO2 enthalten ist. verbindet sich mit Wasserstoff zu Wasserdampf, so daß stöchiometrisches Urandioxid
zurückbleibt. Dadurch wird die Oxydation des Bors im Zirkoniumdiborid in der nachfolgenden
Sinterungsstufe bei höheren Temperaturbereichen verhindert.
Diese endgültige Sinterungsstufe wird bei Atmosphärendruck ebenfalls in Wasserstoffgas in einen
Temperaturbereich zwischen 1500 und 1800 C durchgeführt. Sie kann bis zu 6 Stunden dauern, bei einer
bevorzugten Temperatur von 1675 C 4 Stunden. Damit wird die endgültige Verdichtung der Tablette zu
einem Sinterkörper erzielt.
Zur weiteren Erläuterung der vorliegenden Erfindung diene das folgende spezielle Beispiel:
Zunächst wird eine homogene Mischung der Bestandteile der Brennstofftablette hergestellt, bei der
das Urandioxidpulver 97,988 Gewichtsprozent und das Zirkondiboridpulver 0.051 Gewichtsprozent ausmacht.
Diese Mischung wird mit einer bindenden und schmierenden Lösung aus Polyvinylalkohol und
einem festen Polyäthylenglycol
(HOCH2) (CHoOCH2)X(CH2OH)
versetzt. Das Polyäthylenglycol kann dabei ein ini
versetzt. Das Polyäthylenglycol kann dabei ein ini
Handel erhältliches Schmiermittel sein. Der mengenmäßige
Anteil dieses bindenden und schmierenden Zusatzes zu der homogenen Mischung der Brenristofftablettenbestandteile
beträgt etwa 2 Gewichtsprozent.
Zunächst wird aus dieser Mischung durch Kaltpressen eine zylindrische Tablette hergestellt.
Diese wird dann für 2 Stunden zur Vorsintcrung in ein Vakuum gebracht und dort auf 300 C aufgeheizt.
Dabei wird das Binde- und Schmiermittel abgebrannt, ohne daß das Zirkondiborid und das Urandioxid
schädlich beeinflußt werden.
Anschließend wird die Tablette wieder auf Raumtemperatur abgekühlt und dann einem zweiten Vorsinterungsprozeß
in einer Wasserstoffatmosphäre bei 700 C ausgesetzt. Dieser Prozeß dauert etwa 2 Stunden
und hat den Zweck, den UberschußsauerstofT zu entfernen, der in Gestalt von hyperstöchiomctrischem
Urandioxid vorhanden sein kann. Nach dieser Behandlung verbleibt nur stöchiometrisches Urandioxid
mit dem Originalgehalt von Zirkondiborid in der Tablette zurück.
Nach, abermaliger Abkühlung auf Raumtemperatur erfolgt die Endsinterung der Tabletten. Sie werden
zu diesem Zweck in einer Wasserstoffatmosphäre bei normalem Atmosphärendruck für etwa 4 Stunden
auf 1675 C aufgeheizt. Der damit erhaltene Sinterkörper besitzt eine Dichte, die etwa 90 bis 96" (l der
theoretischen Dichte entspricht.
Diese gesinterten Tabletten werden z. B. durch spitzenloses Schleifen anschließend auf ihren genauen
Durchmesser gebracht und stehen für die Füllung der Brennstabhüllrohre bereit.
Die Tabletten sind aus Urandioxid und können beispielsweise auf 3,2 bzw. 3,8°'n Uran 235 angereichert
sein (s. die graphische Darstellung in F i g. 3). Der erforderliche Borgehalt kann dabei zwischen 25
und 500 ppm variieren. Beispielsweise sei erwähnt, daß die Hinzufügung von 0,051 Gewichtsprozent
Zirkondiborid gleichbedeutend mit der Einbringung von 100 ppm Bor zu den gesinterten Tabletten ist.
In ähnlicher Weise können auch andere Uran-, Plutonium- und Thoriumoxide und andere abbrennbare
Neutronengifte zu Tabletten verarbeitet werden.
Die thermodynamischen Daten für die Reaktionen Zirkondiborid—Wasserstoff, Zirkondiborid—Sauerstoff
und Zirkondiborid—Wasserdampf zeigen, daß
die Reaktionen Zirkondiborid—Wasserstoff thermodynamisch
ungünstig sind. Die thermodynamisch günstige Zirkondiborid-Sauerstoff-Reaktion ist
ZrB2 + ; O2
ZrO2 + B,O.,
Weniger günstige Reaktionen, obgleich auch thermodynamisch günstig, sind:
ZrB2 + 8 H2O -»ZrO2 + 2 H:!BO:! + 5 H2
ZrB2 + 6 H2O ->
ZrO2 + 2 HBO2 + 5 H2
Nach jeder der beschriebenen Verfahrensstufen wurden die in den Tabletten verbliebenen Elemente
analysiert. Diese Ergebnisse zeigt die nachstehende Tabellen.
Ergebnisse der Analysen (ppm. ausgenommen für das Verhältnis O U)
Zirkondiborid I Zugabi;) (Korngröße 0.0(W bis 0.125 mm)
Zr
OU
Gepreßt
Vakuum vorgesintert bei 300 C
Vakuum vorgesintert bei 300 C
+ Wasserstoffvorsinterung bei 700 C. Gesintert in Wasserstoff
(Vakuumvorsintern
4- Wasserstoffvorsintern)
42 67 |
240 " 320 . |
2,930 | . 10 | 2,11 |
90 62 |
■ 450 310 |
3,280 | 10 | 2,07 |
62 75 |
380 430 |
2,00 | ||
49 | 270 | |||
42 300
84
150
Wie dargestellt, wurden nach jeder Stufe der Vorsinterungsverfahren
zwei Analysen durchgeführt. Obwohl Unterschiede im Bor- und Zirkongehalt zwischen jedem Testpaar existieren, so bleibt der Borgehalt
im wesentlichen durch die ganzen Verfahrensprozesse des Vorsinterns und des Sinterns hindurch
konstant. Die erste Probe jedes Testes wurde für die Bor- und Zirkonanalyse wie auch für die Ermittlung
des Verhältnisses von Sauerstoff zu Uran verwendet, während die zweite Probe jeder Analyse für die Ermittlung
des Bor- und Zirkongehaltes sowie des Gehaltes an Sauerstoff und Stickstoff benutzt wurden.
Wie auch in Tabelle II ersichtlich, verringert sich das Verhältnis Sauerstoff zu Uran mit dem Fortschreiten
desSinterungsprozesses und entspricht somit den vorstehend
geschilderten Reaktionen während der einzelnen Behandlungsstufen.
Damit ist nachgewiesen, daß auf diese Weise Kernbrennstofftabletten
mit dem gewünschten Gehalt an abbrennbären Neutronengiften erzeugt werden können.
Das Verfahren übertrifft somit alle jene aus dem Stand der Technik her bekannten, die eine Vorsinterungsstufe
bei 700 C in Wasserstoffatmosphäre nicht kennen und bei denen der ursprüngliche Borgehalt um
nahezu 50° () abnimmt. Die bereits erwähnte F i g. 3
zeigt nun die Auswirkung des Zusatzes eines abbrennbaren Neutronengiftes, insbesondere Bor, auf die
Reaktivität eines Reaktors. Dabei ist die effektive Reaktivitätskonstante (Kefr) aufgetragen gegenüber
der Reaktorlebenszeit, gemessen in Megawattagen
pro metrischen Tonnen von Uran (MWD'MTU). Die Kurven A und C zeigen dabei die Reaktivität bei
einer Anreicherung auf 3,8 bzw. 3.2 Gewichtsprozent Uran 235. Die Anfangsreaktivität ist sehr hoch und
fallt dann linear während der Reaktorlebensdauer ab.
Die Kurven B und D zeigen dagegen die Reaktivität bei gleichen Anreicherungsprozentsätzen, jedoch
einer Beifügung von 60 ppm Bor. Dieser Zusatz reduziert in hohem Maße die anfängliche Reaktivität
des angereicherten spaltbaren Urans und führt zu einer nur unwesentlichen Reduktion der Reaktorlebenszeit.
Mit anderen Worten ausgedrückt, vermindert der
Zusatz eines abbrenn baren Neutronengiftes, wie z. B. Bof\ die Gesamtzahl oder das Volumen von Reaktorregelstäben
im Vergleich zu einem Reaktor, der kein abbrennbares Neutronengift enthält. Die Anfangswerte
der Kurven A und C sind somit ein Maß für den totalen Betrag von Regelstabmaterial, das hinzugefügt
werden muß. wenn auf Bor verzichtet werden soll. Umgekehrt ist die Verwendung eines abbrennbaren
Neutronengiftes besonders bedeutsam, weil die erste BrennstofTbeladung eines Reaktorkerns vergrößert
werden kann und dadurch zu einer längeren Kernlebensdauer führt. Da abbrennbares Neutronengift
in genügenden Mengen eingefügt werden kann, um die anfängliche Uberschußreaktivität zu verringern
und damit auch die Anzahl der wirksamen Regelstäbe herabzusetzen, können diese während des
Reaktorbetriebes außerhalb des Kernes verbleiben, was zu einer verbesserten Leistungsverteilung führt.
Zusätzlich kann das abbrennbare Neutronengift in den Brennstäben auch so angebracht werden, daß
sich dadurch die Kurve der Leistungsverteilung wirksam verflacht. "
Der Einsatz abbrennbarer Neutronengifte in Kernbrennstoffmaterial ist somit ein Mittel, die Wirtschaftlichkeit
einer Kernreaktoranlage über die Verlängerung der Kernladezeit zu erhöhen.
Claims (6)
1. Verfahren zum Einbringen von genau bemessenen Mengen abbrennbarer, Neutronen ab-
40 sorbierender Stoffe in die Brennstofftabletten von
umhüllten Kernreaktorbrennelementstäben, gekennzeichnet durch folgende Verfahrensschritte:
Mischen von pulverförmigem spaltbarem Material mit einer bestimmten Menge der
Neutronen absorbierenden Stoffe sowie mit einem organischen Bindemittel zu einer homogenen
Masse, Pressen dieser Mischung zu kompakten Tabletten, Erwärmen derselben im Vakuum
auf 250 bis 350 C und Halten dieser Temperatur für 1 '/2 bis 3 Stunden, Aufheizen der
Tabletten in einer Wasserstoffatmosphäre auf 600 bis 700 C für eine Zeitdauer von 1 bis 3 Stunden
und Sintern derselben in einer Wasserstoffatmosphäre bei 1500 bis 1800 C für eine Zeitdauer von
1 bis 6 Stunden.
2. Verfahren nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß das spaltbare Material aus
der Reihe der Stoffe Urandioxid, Plutoniumdiöxid, Thoriumdioxid oder irgendeiner Kombination
daraus und der abbrennbare, Neutronen absorbierende Stoff aus der Gruppe der Stoffe
Bor, Gadolinium, Kadmium, Samarium, Europium und deren Verbindungen ausgewählt wird.
3. Verfahren nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß die Tabletten nach jedem Erwärmungsschritt
auf Zimmertemperatur abgekühlt werden.
4. Verfahren nach Anspruch 1. dadurch gekennzeichnet,
daß die Aufheizung der Tabletten für je 2 Stunden im Vakuum bei 300 C sowie in
einer Wasserstoffatmosphäre bei 700 C durchgeführt wird.
5. Verfahren nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß die Sinterung der Tabletten
in einer Wasserstoffatmosphäre bei 1675 C für eine Zeitdauer von 4 Stunden durchgeführt wird.
6. Verfahren nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß die Tabletten für je 2 Stunden
im Vakuum auf etwa 300' C und im Wasserstoff auf 700 "C erwärmt werden sowie anschließend
4 Stunden lang in einer Wasserstoffatmosphäre bei 1675° C gesintert werden.
Hierzu 1 Blatt Zeichnungen
809 539.318 4.68 © ßundesdriickerei Berlin
Applications Claiming Priority (1)
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---|---|---|---|
US511438A US3361857A (en) | 1965-12-03 | 1965-12-03 | Method of preparing a fuel element of fissionable oxide and burnable poison |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
DE1266410B true DE1266410B (de) | 1968-04-18 |
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ID=24034917
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
DEW42834A Pending DE1266410B (de) | 1965-12-03 | 1966-11-22 | Verfahren zum Einbringen von abbrennbaren Neutronen absorbierenden Stoffen in die Brennstofftabletten von umhuellten Kernreaktorbrennelementstaeben |
Country Status (6)
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---|---|
US (1) | US3361857A (de) |
AT (1) | AT274978B (de) |
BE (1) | BE690381A (de) |
CH (1) | CH454291A (de) |
DE (1) | DE1266410B (de) |
FR (1) | FR1503127A (de) |
Cited By (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
EP0026389A1 (de) * | 1979-09-28 | 1981-04-08 | Kraftwerk Union Aktiengesellschaft | Verfahren zur Herstellung von hochdichten oxidischen Kernbrennstoffkörpern |
DE3242634A1 (de) * | 1981-11-18 | 1983-05-26 | Agip Nucleare S.P.A., Rom | Verfahren zur herstellung hoch-dichter pellets von keramischen kernbrennstoffen mit zusaetzen auf silicat-basis |
DE19636563C1 (de) * | 1996-09-09 | 1998-03-26 | Siemens Ag | Kernreaktor-Brennelemente mit hohem Abbrand und Verfahren zu ihrer Fertigung |
Families Citing this family (23)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US3501411A (en) * | 1967-06-21 | 1970-03-17 | Grace W R & Co | Process of preparing nuclear fuel |
US3520819A (en) * | 1967-09-07 | 1970-07-21 | Ca Atomic Energy Ltd | High energy gamma ray source |
US3520958A (en) * | 1967-10-05 | 1970-07-21 | Reactor Ct Nederland Dev Of Nu | Method for preparing an oxidic fissile material containing a metal boride as burnable poison |
US3431329A (en) * | 1968-01-31 | 1969-03-04 | Atomic Energy Commission | Method of preparing a fuel material for use in a nuclear reactor |
US3545966A (en) * | 1968-02-27 | 1970-12-08 | Etude La Realisation De Combus | Manufacture of improved nuclear fuels |
GB1321699A (en) * | 1970-11-20 | 1973-06-27 | Atomic Energy Authority Uk | Methods of removing unwanted oxidisable substances from materials |
DE3144684C1 (de) * | 1981-11-10 | 1983-04-14 | Kraftwerk Union AG, 4330 Mülheim | Verfahren zum Herstellen von oxidischen Kernbrennstoffsinterkoerpern |
US4826630A (en) * | 1981-12-28 | 1989-05-02 | Westinghouse Electric Corp. | Burnable neutron absorbers |
US4566989A (en) * | 1982-02-26 | 1986-01-28 | Westinghouse Electric Corp. | Burnable neutron absorbers |
US4432915A (en) * | 1982-03-22 | 1984-02-21 | General Electric Company | Method for producing nuclear fuel pellets, and product thereof |
FR2559943B1 (fr) * | 1984-02-22 | 1986-07-04 | Fragema Framatome & Cogema | Assemblage de combustible nucleaire et procede d'exploitation de reacteur nucleaire en comportant application |
US4671927A (en) * | 1984-12-03 | 1987-06-09 | Westinghouse Electric Corp. | Nuclear fuel rod containing a hybrid gadolinium oxide, boron carbide burnable absorber |
US4728487A (en) * | 1985-04-01 | 1988-03-01 | Westinghouse Electric Corp. | Standardized reduced length burnable absorber rods for a nuclear reactor |
SE452153B (sv) * | 1985-09-18 | 1987-11-16 | Asea Atom Ab | Sett att tillverka sintrade kernbrenslekroppar |
US4684499A (en) * | 1985-12-10 | 1987-08-04 | Westinghouse Electric Corp. | Burnable absorber rod releasable latching structure |
DE3765673D1 (de) * | 1986-03-24 | 1990-11-29 | Siemens Ag | Kernbrennstoffsinterkoerper und verfahren zu seiner herstellung. |
EP0369305A1 (de) * | 1988-11-14 | 1990-05-23 | Westinghouse Electric Corporation | Brennstoffanordnung für Brennstäbe mit brennbaren Giften standardisierter Länge zusammen mit Pellets sowie Verfahren zur Adaptierung einer Brennstoffanordnung |
US5036863A (en) * | 1988-11-15 | 1991-08-06 | Family Health International | Condom articles, and apparatus and method for making and using the same |
US5351698A (en) * | 1988-11-15 | 1994-10-04 | Family Health International | Bidirectionally donnable generally tubular sheath articles, and apparatus and method for making and using same |
US4997596A (en) * | 1989-09-18 | 1991-03-05 | General Electric Company | Fissionable nuclear fuel composition |
US7139360B2 (en) * | 2004-10-14 | 2006-11-21 | Westinghouse Electric Co. Llc | Use of boron or enriched boron 10 in UO2 |
US20140192949A1 (en) * | 2011-06-16 | 2014-07-10 | Thor Energy As | Nuclear reactor fuel element having silicon carbide multilayered cladding and thoria-based fissionable fuel |
JP6719406B2 (ja) * | 2017-03-15 | 2020-07-08 | 株式会社東芝 | 熱中性子炉炉心および熱中性子炉炉心の設計方法 |
Family Cites Families (6)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
NL247542A (de) * | 1959-01-20 | |||
US3236921A (en) * | 1962-01-15 | 1966-02-22 | George T Sermon | Method of making high strength nuclear reactor elements |
US3329744A (en) * | 1962-06-29 | 1967-07-04 | Whittaker Corp | Method for making dispersion type bodies |
BE634464A (de) * | 1962-07-03 | |||
US3263004A (en) * | 1964-10-08 | 1966-07-26 | Charles H Bean | Process of making a sintered, homogeneous dispersion of nuclear fuel and burnable poison |
US3320176A (en) * | 1966-04-01 | 1967-05-16 | Babcock & Wilcox Co | Method of producing ceramic nuclear fuel material having incorporated therein burnable poison |
-
1965
- 1965-12-03 US US511438A patent/US3361857A/en not_active Expired - Lifetime
-
1966
- 1966-11-22 DE DEW42834A patent/DE1266410B/de active Pending
- 1966-11-23 AT AT1082866A patent/AT274978B/de active
- 1966-11-29 BE BE690381D patent/BE690381A/xx unknown
- 1966-11-29 CH CH1706166A patent/CH454291A/de unknown
- 1966-12-01 FR FR85797A patent/FR1503127A/fr not_active Expired
Cited By (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
EP0026389A1 (de) * | 1979-09-28 | 1981-04-08 | Kraftwerk Union Aktiengesellschaft | Verfahren zur Herstellung von hochdichten oxidischen Kernbrennstoffkörpern |
DE3242634A1 (de) * | 1981-11-18 | 1983-05-26 | Agip Nucleare S.P.A., Rom | Verfahren zur herstellung hoch-dichter pellets von keramischen kernbrennstoffen mit zusaetzen auf silicat-basis |
DE19636563C1 (de) * | 1996-09-09 | 1998-03-26 | Siemens Ag | Kernreaktor-Brennelemente mit hohem Abbrand und Verfahren zu ihrer Fertigung |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
FR1503127A (fr) | 1967-11-24 |
US3361857A (en) | 1968-01-02 |
BE690381A (de) | 1967-05-02 |
AT274978B (de) | 1969-10-10 |
CH454291A (de) | 1968-04-15 |
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