DE1467294A1 - Kernreaktor-Brennstoff - Google Patents

Kernreaktor-Brennstoff

Info

Publication number
DE1467294A1
DE1467294A1 DE19631467294 DE1467294A DE1467294A1 DE 1467294 A1 DE1467294 A1 DE 1467294A1 DE 19631467294 DE19631467294 DE 19631467294 DE 1467294 A DE1467294 A DE 1467294A DE 1467294 A1 DE1467294 A1 DE 1467294A1
Authority
DE
Germany
Prior art keywords
dioxide
uranium
mixtures
group
plutonium
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Pending
Application number
DE19631467294
Other languages
English (en)
Inventor
Robertson John Archibald Law
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Atomic Energy of Canada Ltd AECL
Original Assignee
Atomic Energy of Canada Ltd AECL
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Atomic Energy of Canada Ltd AECL filed Critical Atomic Energy of Canada Ltd AECL
Publication of DE1467294A1 publication Critical patent/DE1467294A1/de
Pending legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • CCHEMISTRY; METALLURGY
    • C01INORGANIC CHEMISTRY
    • C01GCOMPOUNDS CONTAINING METALS NOT COVERED BY SUBCLASSES C01D OR C01F
    • C01G43/00Compounds of uranium
    • C01G43/01Oxides; Hydroxides
    • CCHEMISTRY; METALLURGY
    • C01INORGANIC CHEMISTRY
    • C01GCOMPOUNDS CONTAINING METALS NOT COVERED BY SUBCLASSES C01D OR C01F
    • C01G43/00Compounds of uranium
    • C01G43/01Oxides; Hydroxides
    • C01G43/025Uranium dioxide
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/42Selection of substances for use as reactor fuel
    • G21C3/58Solid reactor fuel Pellets made of fissile material
    • G21C3/62Ceramic fuel
    • G21C3/623Oxide fuels
    • CCHEMISTRY; METALLURGY
    • C01INORGANIC CHEMISTRY
    • C01PINDEXING SCHEME RELATING TO STRUCTURAL AND PHYSICAL ASPECTS OF SOLID INORGANIC COMPOUNDS
    • C01P2004/00Particle morphology
    • C01P2004/80Particles consisting of a mixture of two or more inorganic phases
    • CCHEMISTRY; METALLURGY
    • C01INORGANIC CHEMISTRY
    • C01PINDEXING SCHEME RELATING TO STRUCTURAL AND PHYSICAL ASPECTS OF SOLID INORGANIC COMPOUNDS
    • C01P2006/00Physical properties of inorganic compounds
    • C01P2006/32Thermal properties
    • CCHEMISTRY; METALLURGY
    • C01INORGANIC CHEMISTRY
    • C01PINDEXING SCHEME RELATING TO STRUCTURAL AND PHYSICAL ASPECTS OF SOLID INORGANIC COMPOUNDS
    • C01P2006/00Physical properties of inorganic compounds
    • C01P2006/80Compositional purity
    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors
    • YGENERAL 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
    • Y10TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC
    • Y10STECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y10S376/00Induced nuclear reactions: processes, systems, and elements
    • Y10S376/90Particular material or material shapes for fission reactors
    • Y10S376/901Fuel

Description

Crt*. MÜLLER-ΒΟΡέ ^Χ^^Γ*> V
dTpl-ing. qralfs ^^f^^XX^ * ·■'"' 3S BRAUNSOHWE«e>. 10.Oktober 1963
^^^r \JL· AM BÜRGERPARK 8
PATENTANWÄLTE ^Λ< . ^ ■' . telefon, (οββο ae»β»
Hn/M/Bo - A 74-2
Atomic Energy of Canada Limited Box 711, Ottawa, Ontario, Canada
Kernreaktor-Brennstoff
Die Wärmeleitfähigkeit von Kernreaktor-Brennstoffen ist ein wichtiger Gesichtspunkt bei dem Entwurf von Brennstoffelementen. Eine hohe Wärmeleitfähigkeit ist wünschenswert, da die Wärmeerzeugungsverhältnisse der Brennstoffelemente zur Erzielung einer hohen Leistung erhöht werden können, ohne daß die Kernt emp er atur grenzen überschritten werden. Ein gewöhnlich verwendeter Brennstoff ist reines oder mit anderen Brennstoffen (besonders anderen Oxyden) gemischtes Urandioxyd. Im Text dieser Anmeldung umfaßt der Ausdruck Dioxyd die nichtstöchimetrischen Verbindungen. Das O/U-Verhältnis in Ürandioxyd-Brennstoffen wird normalerweise während der Herstellung bis auf etwa 2,025 verringert, vorzugsweise bis etwa 2,01 oder darunter. Diese Verringerung ist wünschenswert zur Erzielung einer dauerhaften ho-
909804/1131
lien Leistung. Die Verwendung eines O/U-Verhältnisses, kleiner als 2, ist für Brennstoffelemente bis jetzt nicht befürwortet worden.
Es hat sich gezeigt, daß die Wärmeleitfähigkeit von Urandioxyd "bei erhöhten Temperaturen (zum Beispiel oberhalb etwa 4000C) erhöht wird, wenn das Dioxyd zur Verringerung des O/U-Verhältnisses unter 2 und zur Erzielung eines unterstöchiometrischen Dioxyds behandelt wirdo Es wird angenommen, daß die kristalline Grundstruktur des Dioxyds nach der Behandlung erhalten bleibt, daß dem Gitter jedoch Sauerstoff fehlt,. Eine zusätzliche Komponente der beobachteten Wärmeleitfähigkeit ist wahrscheinlich eine Folge der Ladungsträger (zusätzlich zu der Gitterkomponente) ο Die Gesamtwärmeleitfähigkeit kann durch das Verfahren gemäß der Erfindung um einen Faktor erhöht werden, der um ein Vielfaches größer ist als die Grund-Gitterkomponente„
Diese Entfernung von Sauerstoff kann mittels verschiedener geeigneter Verfahren ausgeführt werden, von denen die folgenden als Beispiele gelten mögen:
- m
a) Das Urandioxyd wird in einem Vakuum oder in Sauerstoff bei niedrigem Partialdruck erhitzt,
90 9 804/1131
_ 3 —
um eine Selbstdiffusion des Sauerstoffes aus dem Material zu bewirken. Die Temperatur kann sich von etwa 15000C bis etwa 2200°G erstrecken. Ein Gettermaterial kann in die Anlage eingeführt werden, um sich mit dem diffundierten Sauerstoff zu verbinden. Der Getter sollte einen niedrigeren Sauerstoff-Partia"Ldruck aufrechterhalten als den, der im Gleichgewicht mit dem stöchiometrischen UO2 bei der Behandlungstemperatur des Dioxydmaterials herrscht.
b) Es wird dem Urandioxyd eine Gettersubstanz beigegeben, die sich vorzugsweise mit Sauerstoff verbindet. Geeignete Substanzen sind Graphit, SDantal, Molybdänj Wolfram und deren Gemische.
Der Getter kann sich auf einer höheren oder niedrigeren Temperatur als das Dioxydmaterial befinden, wobei die Temperaturdifferenz gewählt wird, um einen geeigneten Sau er stoff-Partialdruck zu schaffen, was eine SteueriHig des Verfahrens erlaubt. Diese Gettersubstanzen sind Elemente oder Verbindungen, die im Gleichgewicht mit einem geeigneten niedrigen Partialdruck des Sauerstoffes sind, und die stabil bei der Arbeitstemperatur siad.
909804/1131
U67294
Der Ausdruck Getter soll diejenigen Substanzen umfassen, die eine gesteuerte Sauerstoffmenge entfernen, wenn sie im festen Zustand in Berührung mit dem Dioxyd sind. Während der nachfolgenden Handhabung und Bearbeitung ist es erforderlich, eine Reoxydation des unterstöchiometrischen Urandioxyds zu verhindern* Bs ist erwünscht, daß irgendweiche späteren Arbeiten bei erhöhten Temperaturen unter Abwesenheit von Sauerstoff ausgeführt werden,; oder daß eine schützende Umhüllung oder Atmosphäre um das Material herum, aufrechterhalten wird. In einigen Anwendungsfällen kann es erwünscht sein, die Verhinderung der Reoxydation während verlängerter "Verwendung durch die Hinzufügung einer Gettersubstanz zu dem erzeugten unterstöchiometrischen Urandioxyd zu gewährleisten,
D.as unterstöchiometrische Urandioxyd kann als Defektstruktur UOg^x definiert werden, wobei χ von Werten größer als 0 bis etwa 0,5 oder mehr reichen kann. Gebräuchlicherweise hat χ den Wert 0t01 bis 0,1· !für einen gegebenen Wert von χ ist das Anwachsen der Wärmeleitfähigkeit über das überstöchiometrische Dioxyd hinaus bsi höheren 'Temperaturen größer, besonders über 1000°ö,
90980.471131
Die Erfindung ist auf andere Dioxyde als Uran allein anwendbar, z.B. auf UOo-PuOp-Gemische, UOp-ThO2-Gemische, ^hO2-PuO2-GeHIiSehe und UO2-ZrO2-Gemische. Ein für die Erfindung besonders geeignetes Oxydgemisch ist das UOp-schwer-schmelzbare-PuOji-Gemisch, das in der französischen Patentanmeldung 42 786/62 beschrieben ist, Die verbesserte Wärmeleitfähigkeit der Dioxydmatrix verringert bei Behandlung gemäß der Erfindung die Homogenisierung der PuOp-Partikelo
Die folgenden Beispiele mögen zur Erläuterung der Erfindung dienen.
Beispiel It
Ein polykristalliner Urandioxyd-Sinter (bei 165O0C in , Wasserstoff gesintert) mit einem O/U-Verhältnis von 2,005 wurde zu zylindrischen Probestäben von 3,5 mm Durohmesser und 12 mm Länge verarbeitet. Einer dieser Zylinder wurde als Vergleich zurückbehalten und einer wurde in der Wärme in einem geschlossenen, durch Tantalelemente widerBtsndsbeheizten, Ofen behandelt. Das lantal wirkte als Gatter und hielt eine Umhüllung mit einem niedrigen Sauerstoff-Partialdruok um den aylindri-
909804/1131
sehen Probestab herum aufrecht. Der Probestab wurde eine Stunde auf 20000G erwärmt. Metallographische Untersuchungen (bei Raumtemperatur) offenbarten die Anwesenheit von freiem Uran (etwa 1 VoI<,%) in sehr fein geteilter form (etwa 1 Mikron), welches über den Stab verteilt ist, der ein O/U-Verhältnis von 1,98 zeigte. Es wird angenommen, daß sich das freie Uran bei erhöhter Arbeitstemperatur auflöst, wodurch sich eine beständige Defektstruktur U0P v ergibt.
Die Wärmeleitfähigkeiten des Vergleichs Zylinders und des behandelten Zylinders wurden dadurch verglichen, daß sie in äquivalenten Lagen in einen Graphit-Widerstandsbeheizungs-Stab eingeführt wurden und ein Ende jedes Zylinders auf der gleichen erhöhten Temperatur gehalten wurde. Ein feines Thermoelement wurde in ein kleines Loch an dem anderen Ende jedes Zylinders eingesetzt. Das Ofengehäuse wurde evakuiert, so daß die durch die Probestäbe von dem Graphitstab aufgenommene Wärme durch Strahlung abgeleitet wurde. Der Ausgang des Thermoelements und auch die optischen Strahlungen wurden überwacht und gaben die Messungen der relativen Wärmeleitfähigkeiten. Der behandelte Probestab hatte
909804/1131
bei verschiedenen Temperaturen größer als 6000O übereinstimmend eine höhere Wärmeleitfähigkeit und zwar um Faktoren von 1,4 aufwärts. Diese Ergebnisse wurden durch Wiederholungen bestätigt.
Beispiel 2:
Geschmolzenes kristallines UOg, das durch Lichtbogen-Schmelzung in einer inerten Atmosphäre erzeugt wurde, wurde bei Baumtemperatur metallographisch untersucht, und die Anwesenheit von freiem Uran wurde festgestellt. Dieses unterstöchiometrische Material wurde in 2 Probestäbe geteilt, von denen einer in feuchtem Wasserstoff etwa eine Stunde lang bei 1650°C getempert wurde* Nachfolgende metallographische Untersuchungen (bei Raumtemperatur) zeigten, daß das fxveie Uran durch diese Behandlung ohne anderweitige Veränderungen der Struktur entfernt wurde. Diese beiden Probestäbe wurden dann in der für das Beispiel 1 beschriebenen Anlage zur Messung der Wärmeleitfähigkeit vergl-ichen* Es wurde wiederum festgestellt, daß der unterstöchiosetrisehe Probestab die größere Leitfähigkeit hatte und zwar um denselben Betrag wie in Beispiel 1.
909804/1131
1487294
Beispiel g:
Unterstöchiometrische Verbindung wurden ebenfalls aus stö'chiometri sehen oder überstöchiometrischen Sintern unter Verwendung von Graphit anstelle von Tantal erzeugt. Das Graphit wurde in einem Vakuumofen verwendet, wobei für einen ständigen Entzug der gasförmigen Nebenprodukte gesorgt wurde· Das unterstöohiometrische Gemisch mit verbesserter Wärmeleitfähigkeit wurde sowohl erzielt, wenn das Dioxydmaterial in. festem Kontakt mit dem Graphit behandelt wurde, als auch» wenn sie getrennt waren« Gemische von Santa! und Grsph.it haben sich ebenfalls als wirkungsvolle Getter ©rwieeen· Eine wirkungsvolle Ofenbehandlung wurde mit gesinterten stöohiometrisohen Proben von UQg (O»75 Zoll » 19 mm Durchmesser und 0,75 Zoll lang) dadurch ausgeführt, daß si© zwei Stunden bei 20000O in einem Vakuum gehalten wurden· Der Ofen wurde kontinuierlich evakuiert, um ein, Vakuum beassr als 10""** mm Eg bei Raumtemperatur zu schaffen. Das Vakuum stieg jedoch während des AfcbeitssddaufB schnell an. Tantal bildete die Eientet und die Proben befanden sich in einem tiegel* Nach siner avreistünaigen. Behandlung wurden
909804/1131
— Q —
die Proben durch "gesteuerte Verbrennung zu U^Og analysiert, und ein O/ü-Atomverhältnis von 1,99 wurde festgestellt.
Bie Einlagerung von behandeltem UOg^-Material in Kernreaktor-Brennstoffelemente würde eine beträchtlich, höher© Leistungserzeugung (als für stöchiomatrische oder überstöchiometrisehe Dioxyde) für die gleichen maximalen Betriebstemperaturen erlauben. Alternativ * könnte eine niedrigere Temperatur in dem unterstöchiometrischen Material für eine gegebene Leistungserzeugung aufrechterhalten werden,
Geeignete Brennstoffelemente gemäß der Erfindung sind:
1) Brennstoffelemente, bei denen wenigstens der gesamte Kern des spaltbaren Materials ursprünglich unterstöchiometrisohes Dioxyd ist· Vorzugsweise ist der gesamte Dioxydbrennstoff ursprünglich unterstöchiometrisch.
2) Brennstoffelemente, bei denen ein stöchiometrisches oder überstöchiometrisches Dioxyd in Berührung oder in geringem Abstand mit einer Get-
909804/1131
- ίο -
tersubstanz, ζ «Β. tantal oder Graphit, zusammengesetzt ist, so daß bei erhöhten Betriebstemperaturen der Getter Sauerstoff entzieht und an Ort und Stelle ein unterstöchiometrisches Dioxyd bildet. Z»Be könnte in zylindrischen Brennstoffelementen der Getter die Scheiben-Stirnplatten oder einen Mittel- oder Axialkern bilden· Stattdessen kann der Getter während der Fertigung als ein Zusatz über das Dioxyd verteilt werden·
3) Brennstoffelemente, bei denen unterstöchiometri-. sches Dioxyd in Verbindung mit einem Getter in der Art nach 2) verwendet wird, um die Erhaltung der Unterstöchiometrie zu gewährleisten»
Ein ideales thermoelektrisches Material sollte zusätzlich zu einer optimalen Konzentration von Ladungsträgern
a) ein großes Verhältnis der Ladungs- zur Gitterkomponente der Wärmeleitfähigkeit, und
b) die Möglichkeit zum Betrieb in einem großen Temperaturbereich besitzen.
909804/1 13-1
H67294
Das behandelte UO9 gemäß der Erfindung erfüllt all diese Anforderungen. Es hat eine sehr niedrige Gitter-, Jedoch eine hohe Ladungs-Komponenten-Leitfähigkeittund es kann außerdem bei !Temperaturen über 20000C arbeiten· Im Gegensatz zu vielen anderen thermoelektrieohen Materialien ergibt das behandelte unterstöchiometrische Dioxyd, das aus einem Material mit normaler kommerzieller Reinheit stammt, eine angemessene Leistung* Das UOp kann, wie aus der Halbleiterherstellung bekannt ist, mit weiteren Ladungsträgern angereichert werden. Ein unterstb'chiometri scher Dioxyd-Kernbrennstoff könnte die direkte Umwandlung von Eernwärae in Elektrizität erlauben, wenn er mit einem thermoelektrisehen Kreis verbunden wird,
Beispiel 4·;
Um die thermoelektriechen Eigenschaften von unterstöchiometrischem UOo zu veranschaulichen, xiurde der JSee» beck-Koeffizlent (Ks bestimmt« Die thermoelektrischen Messungen wurden in einer normalen Vorrichtung mit vier Bonden zur Messung des elektrischen Widerst arides ausgeführt, wobei (jedoch eine Heilvorrichtung mit einer Elektrode in Verbindung stand, um'ein iDenrperaturgefälle an dem Probestab aufrechtzuerhalten. Die folgenden ungefäh-
90 9 8 04/1131
- is -
ren Werte wurden bei Raumtemperaturen für verschiedene O/U-Atomverhältnisse gefunden?
O/U
1.999 -690
1.995 »400
1.993 -790
1.992 -700
1.990 -840
Die Seebeck-Koeffizienten von Hotallen reichen von sehr kleinen Werten bia zu etwa 80 Milcrovolt pro von Halbleitern von etwa 50 bis 1000 und von vielen« besondere für thermo elektrische Anwendungen «ntwikkelten Materialien von etwa 100 bis 400 Mikrovolt pro GrccU Biese letzten Werte stellen, einen Kompromiß zwischen erwünschten höheren Werten für <& und wünschenswerten elektrischen Widerstandswerten und Wärmeleitfähigkeiten dar« Die negativen Wert© für Φ zeigen an, daß unterstöchiomietrieches Urandiosqfd ein Leiter des n-SJype ist, im Gegensatz zu überstöofcisaetrltöhem Material des p-Stype. Unterstuckiometrisahee T10g ist besonders net für thermoelektriBohe Anwendungen tu dem bertiah 500 - 2000°ö·
909804/1131
467294
Sie Erfindung ist^nicht auf Urandioxyd beschränkt, sondern sie ist auf Dioxydmaterialien anwendbar, die kristalline Dioxyde aus Uran, Plutonium, Ihorium und Gemische aus diesen enthalten.
Patentansprüohe
909804/1131

Claims (1)

  1. Patentansprüche
    i) "Verfahren zur Verbesserung der Wärmeleitfähigkeit von Urandioxyd, dadurch gekennz eichnet, daß das Material zur Verringerung des Verhältnisses Sauerstoff/Uran auf einen Wert, kleiner als 2, "behandelt wird.
    2. Verfahren zur Verbesserung der Wärmeleitfähigkeit von überstöchiometrischem Dioxyd, das aus der aus Uran," Plutonium, 2)horium und Gemischen von diesen "bestehenden Gruppe ausgewählt ist, dadurch gekennzeichnet, daß das Material "behandelt wird, um Sauerstoff zu entfernen und um eine unterstöchiometrische Dioxydstruktur zu erzielen.
    5. Verfahren zur Verbesserung der Wärmeleitfähigkeit eines Dioxyds, das aus der aus Uran, Plutonium, ihorium und Gemischen von diesen bestehenden Gruppe ausgewählt ist, dadurch gekennz eichnet, daß das Dioxyd bei einer Temperatur über etwa 15000C in einem Medium mit niedrigem Sauerstoff-Partialdruck für
    909804/1131
    U67294
    eine Zeitlang gehalten wird» um die Selbstdiffusion von Sauerstoff aus dem Dioxyd zu erlauben und um eine unterstöchiometrisehe Dioxydstruktur zu erzielen«
    4* Verfahren zur Verbesserung der Wärmeleitfähigkeit von Dioxyd, das aus der aus Urazit Plutonium, !Thorium und Gemischen von diesen bastehenden Gruppe ausgewählt ist, dadurch gekennzeichnet, daß in das Dioxyd während der Herstellung ein Zusatz eingelagert wird, der aus der aus Graphit, 2?antalt Molybdän, Wolfram und Gemischen von dieaen bestehenden Gruppe ausgewählt ist«
    5» Verfahren zur Verbesserung der Vänneloitfähigkeit eines Dioxyds, das aus der aus Uran» Plutonium, I'horiito und Gemischen von diesen bestehenden Gruppe ausgewählt ist, dadurch gekennzeichnet, daß das Dioxyd mit einem Gettermaterial in Berührung tritt» das aus * der aus Graphit, 2?antal, Molybdän, Wolfram und Gemisehen von diesen bestehenden Gruppe ausgewählt ist·
    6· Verfahren zur Verbesserung der Wärmeleitfähigkeit und der thermoelektrischen Eigenschaften eine β !Dioxyds, das aus einem kristallinen Dioxyd bestellt, welches aus
    909804/1131
    der aus Uran, Plutonium, Thorium und Gemischen diesen "bestehenden Gruppe ausgewählt ist, dadurch gekennzeichnet, daß das Dioxyd behandelt wird, um den Sauerstoff bis unterhalb der Stöchiometrie zu verringern, ohne daß die Sioxyd-Kristallstruktur zerstört wird.
    7. Verfahren zur Herstellung eines Kernreaktor-Brennstoffelementes aus einem Dioxydmaterial, das aus einem Dioxyd, welches aus der aus Uran, PlutoniumtO)horium und Gemischen von diesen bestehenden Gruppe ausgewählt ist, dadurch gekennzeichnet, daS in dam Bl«»#nt
    . in Berührung oder geringem Abstand mit dem Dioxyd «in Gettermaterial angeordnet ist, das Sauerstoff an Ort und Stelle entzieht«
    8. Kernreaktor-Brennstoffelement, dadurch g « k β η a zeichnet} daß der Brennstoff aus einem uiiterstächiometrischen kristallinen Dioxyd besteht, welches aus der aus Uran, Plutonium, fhorium und Gemischen Tön
    ·- diesen bestehenden Gruppe ausgewählt ist»
    9* Brennstoffelement für Kernreaktoren, dadurch % » k.» η η zeichnet, daß ein Dioxydbrenne t of £ am der «us
    §09804/1131
    Uran, Plutonium, Thorium und Gemischen von diesen bestehenden Gruppe ausgewählt ist, wobei wenigstens ein Teil des Dioxyds einen unterstöchiometrischen Defektkristallaufbau besitzt,
    10. Brennstoffelement für Kernreaktoren, dadurch gekennzeichnet, daß ein Dioxydbrennstoff aus der aus Uran, Plutonium, Thorium und Gemischen von diesen bestehenden Gruppe ausgewählt ist, wobei das Dioxyd in geringem Abstand mit einem Material angeordnet wird, das sich vorzugsweise mit Sauerstoff verbindet und aus der aus Tantal, Molybdän, Wolfram, Graphit und Gemischen von diesen bestehenden Gruppe ausgewählt ist.
    11. Thermoelektrische Anordnung, die aus einem Dioxyd besteht, welches aus der aus Uran, Plutonium, Thorium und Gemischen von diesen bestehenden Gruppe ausgewählt ist, dadurch gekennzeichnet, daß das Dioxyd einen unterstöchiometrischen Defektkristallaufbau besitzt.
    12» Thermoelektrische Anordnung nach Anspruch 11, dadurch gekennzeichnet, daß das unterstöohiometri-
    909804/1131
    • sehe Dioxyd mit weiteren Ladungsträgern engereichert ist.
    13· Thermoelektrische Anordnung, dadurch g e k e η η ~ . zeichnet, daß das aktive Element kristallines Urandioxyd enthält, in dem das Sauerstoff/Uran-Verhältnis auf einen Wert unter 2 verringert worden ist.
    14. Brennstoffelement für Kernreaktoren, dadurch gekennzeichnet, daß der Brennstoff aus Urandioxyd "besteht, bei dem das Verhältnis von Sauerstoff zu Uran auf einen Wert unter 2 reduziert worden ist»
    15. Brennstoffelement nach Anspruch 14, dadurch gekennzeichnet, daß das Dioxyd in Berührung mit Tantal steht.
    16· Brennstoffelement nach Anspruch 15» dadurch g e kenn ζ e i chn e t, daß das Tantal in Form eines Mittelkernes vorliegt,
    17, Brennstoffelement nach Anspruch 1%, dadurch gekennzeichnet, daß das Tantal als Zusatz
    80 98 0 4/1 131
    über das gesamte Dioxyd verteilt ist,
    18. Kristallines Urandioxyd mit der ■unterstöcliiometrischen Defekt struktur UOo vi dadurch gekennseichnet, daß sich χ von einem Wert größer als O bis zu 0,1 erstreckt.
    909804/1131
DE19631467294 1962-10-10 1963-10-10 Kernreaktor-Brennstoff Pending DE1467294A1 (de)

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CA859858 1962-10-10

Publications (1)

Publication Number Publication Date
DE1467294A1 true DE1467294A1 (de) 1969-01-23

Family

ID=4141576

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
DE19631467294 Pending DE1467294A1 (de) 1962-10-10 1963-10-10 Kernreaktor-Brennstoff

Country Status (5)

Country Link
US (1) US3354044A (de)
DE (1) DE1467294A1 (de)
GB (3) GB1062875A (de)
NL (1) NL299042A (de)
SE (1) SE318659B (de)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2755261C1 (ru) * 2021-03-10 2021-09-14 Акционерное общество "Обнинское научно-производственное предприятие "Технология" им. А.Г.Ромашина" Атомная электростанция с керамическим реактором на быстрых нейтронах

Families Citing this family (13)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3462371A (en) * 1967-03-09 1969-08-19 Ca Atomic Energy Ltd Nuclear reactor fuel
US3609095A (en) * 1969-02-24 1971-09-28 Ca Atomic Energy Ltd Uranium dioxide article and method of producing the same
FR2061557A1 (de) * 1969-06-27 1971-06-25 Commissariat Energie Atomique
US3764551A (en) * 1970-06-16 1973-10-09 Commissariat I En Atomique Method of manufacture of sintered hypostoichiometric oxides
US3659107A (en) * 1970-07-29 1972-04-25 Atomic Energy Commission Radioisotopic fuel capsule
US3717582A (en) * 1971-04-21 1973-02-20 Atomic Energy Commission Method for reducing the oxygen in certain actinide oxides to less than stoichiometric levels
CA1063338A (en) * 1976-03-12 1979-10-02 Canadian General Electric Company Limited Method of fabricating nuclear fuel
DE2827029A1 (de) * 1977-08-26 1979-03-08 Euratom Kernbrennstab
US4257847A (en) * 1978-10-06 1981-03-24 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Nuclear breeder reactor fuel element with axial tandem stacking and getter
RO129128B1 (ro) 2010-09-03 2021-10-29 Atomic Energy Of Canada Limited Fascicul de combustibil nuclear conţinând toriu, şi reactor nuclear cuprinzând un astfel de fascicul
KR20170052701A (ko) 2010-11-15 2017-05-12 아토믹 에너지 오브 캐나다 리미티드 중성자 흡수제를 함유하는 핵연료
WO2012066368A1 (en) 2010-11-15 2012-05-24 Atomic Energy Of Canada Limited Nuclear fuel containing recycled and depleted uranium, and nuclear bundle and nuclear reactor comprising same
US10790065B2 (en) 2012-08-15 2020-09-29 University Of Florida Research Foundation, Inc. High density UO2 and high thermal conductivity UO2 composites by spark plasma sintering (SPS)

Family Cites Families (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3141829A (en) * 1960-04-19 1964-07-21 Fortescue Peter Fuel element
US3067116A (en) * 1961-03-06 1962-12-04 Kittel John Howard Protected nuclear fuel element
US3156614A (en) * 1962-08-23 1964-11-10 Smith Kline French Lab Medicinal compositions and method for relieving cough

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2755261C1 (ru) * 2021-03-10 2021-09-14 Акционерное общество "Обнинское научно-производственное предприятие "Технология" им. А.Г.Ромашина" Атомная электростанция с керамическим реактором на быстрых нейтронах

Also Published As

Publication number Publication date
NL299042A (de)
GB1146880A (en) 1969-03-26
SE318659B (de) 1969-12-15
US3354044A (en) 1967-11-21
GB1062875A (en) 1967-03-22
GB1146879A (en) 1969-03-26

Similar Documents

Publication Publication Date Title
DE1467294A1 (de) Kernreaktor-Brennstoff
DE2636961C2 (de) Verfahren zur Herstellung eines Halbleiterspeicherelementes
DE69531652T2 (de) Zirkonium-Legierung
DE3419656A1 (de) Verfahren und vorrichtung zur herstellung von hochreinem silicium
DE1148024B (de) Diffusionsverfahren zum Dotieren eines Silizium-Halbleiterkoerpers fuer Halbleiterbauelemente
DE112007000096B4 (de) Herstellungsverfahren für auf Bi-2223 basierenden supraleitenden Draht
DE19509257A1 (de) Verbesserte Kernbrennstoffhülle aus Zirkoniumlegierung
DE1665250B1 (de) Supraleiter und verfahren sowie vorrichtung zu seiner her stellung
DE2713108A1 (de) Verfahren zur herstellung von keramischem plutonium-uran-kernbrennstoff in form von sinterpellets
DE1154878B (de) Verfahren zur Herstellung von Halbleiterkoerpern fuer Halbleiteranordnungen aus n-leitendem Silizium durch Bestrahlen mit thermischen Neutronen
US3374178A (en) Doped hypostoichiometric dioxide nuclear fuel composition and method of preparation
DE102017110313B4 (de) Thermoelektrische Umwandlungsvorrichtungen
DE2931432A1 (de) Eindiffundieren von aluminium in einem offenen rohr
DE1170919B (de) Verfahren zur Pulverisierung bzw. Aufbereitung von gesinterten Urandioxyd-Reaktorbrennstoffkoerpern
DE2253684C2 (de) Verfahren zum Herstellen von Urandioxid durch Defluorieren und Einstellen des Sauerstoff-zu-Metall-Verhältnisses einer Uranverbindungen enthaltenden Feststoffteilchen-Zusammensetzung
US3462371A (en) Nuclear reactor fuel
DE2356376A1 (de) Verfahren zum herstellen von homogen dotierten siliciumeinkristallen mit n-leitfaehigkeit durch neutronenbestrahlung
EP0078428A2 (de) Verfahren zum Herstellen von oxidischen Kernbrennstoffsinterkörpern
DE1131808B (de) Verfahren zum Herstellen von n-leitenden Halbleiterkoerpern von Transistoren od. dgl. aus Elementen der IV. Gruppe des Periodischen Systems, insbesondere Germanium oder Silizium
EP0602507B2 (de) Verfahren zur Erhöhung der Pinning-Kraft von supraleitenden Bi-Sr-Ca-Cu-O Keramik-Formkörpern
US3310395A (en) Superconductors containing a fission able metal or boron impurity
DE3232867A1 (de) Verfahren zur herstellung eines sinterfaehigen urandioxidpulvers
DE3817693C2 (de)
EP0855083B1 (de) Modifizierter kernbrennstoff zur verzögerung der entstehung des rim-effekts
DE69938464T2 (de) Supraleiter mit verbesserter stromdichte und verfahren zu dessen herstellung