DE2063720A1 - Brenn- und/oder Brutstoff für Kernreaktoren - Google Patents

Brenn- und/oder Brutstoff für Kernreaktoren

Info

Publication number
DE2063720A1
DE2063720A1 DE19702063720 DE2063720A DE2063720A1 DE 2063720 A1 DE2063720 A1 DE 2063720A1 DE 19702063720 DE19702063720 DE 19702063720 DE 2063720 A DE2063720 A DE 2063720A DE 2063720 A1 DE2063720 A1 DE 2063720A1
Authority
DE
Germany
Prior art keywords
fuel
breeding material
oxide
breeding
particles
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.)
Granted
Application number
DE19702063720
Other languages
English (en)
Other versions
DE2063720B2 (de
DE2063720C3 (de
Inventor
Rüdiger Dr.; Hamesch Muwaffak Nickel Hubertus Dr.; 5170 Jülich Förthmann
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.)
Forschungszentrum Juelich GmbH
Original Assignee
Kernforschungsanlage Juelich GmbH
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 Kernforschungsanlage Juelich GmbH filed Critical Kernforschungsanlage Juelich GmbH
Priority to DE19702063720 priority Critical patent/DE2063720C3/de
Priority claimed from DE19702063720 external-priority patent/DE2063720C3/de
Priority to BE776473A priority patent/BE776473A/xx
Priority to FR7145019A priority patent/FR2118920B1/fr
Priority to GB5830671A priority patent/GB1370928A/en
Publication of DE2063720A1 publication Critical patent/DE2063720A1/de
Priority to US05/326,823 priority patent/US4006096A/en
Publication of DE2063720B2 publication Critical patent/DE2063720B2/de
Application granted granted Critical
Publication of DE2063720C3 publication Critical patent/DE2063720C3/de
Expired legal-status Critical Current

Links

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
    • G21C3/02—Fuel elements
    • G21C3/04—Constructional details
    • G21C3/16—Details of the construction within the casing
    • G21C3/17—Means for storage or immobilisation of gases in 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
    • G21C3/42—Selection of substances for use as reactor fuel
    • G21C3/58—Solid reactor fuel Pellets made of fissile material
    • G21C3/62—Ceramic fuel
    • G21C3/623—Oxide fuels
    • 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

  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Ceramic Engineering (AREA)
  • Inorganic Compounds Of Heavy Metals (AREA)
  • Solid-Sorbent Or Filter-Aiding Compositions (AREA)

Description

Kernforschungsanlage Julien Gesellschaft mit beschränkter Haftung
"Brenn- und/oder Brutstoff für Kernreaktoren"
Die Erfindung bezieht sich auf einen Brenn- und/oder Brutstoff für Kernreaktoren, insbesondere für Hochtemperaturreaktoren, aus Oxiden des Urans, Thoriums oder dergleichen.
Bei dem im Kernreaktor ablaufenden Spaltprozeß bilden sich gasförmige und feste Spaltprodukte, die wegen ihrer hohen spezifischen Radioaktivität nicht aus dem Brenn- und/oder Brutelement in das Kühlmittel gelangen sollen. Es sind verschiedene Maßnahmen bekannt, um diese Spaltprodukte zurückzuhalten. So hat man den Brenn- und/oder Brutstoff in keramische oder metallische Umhüllungen eingefüllt. Ein weiteres bekanntes Brenn- und/oder Brutelement besteht darin, daß der Brenn- und/oder Brutstoff in einer Matrix aus Graphit eingebettet ist. Man hat auch schon kleine Brenn- und Brutstoffteilchen, deren Durchmesser unterhalb 1 mm lag, mit Beschichtungen aus pyrolytischem Kohlenstoff und/oder geeigneten Carbiden wie Siliziumkarbid umhüllt. Nachteilig ist bei der Verwendung von metallischen und keramischen Umhüllungen, daß bei einem Riß oder einem Bruch der Umhüllung, wie er sich im Reaktorbetrieb ergeben kann, die Gefahr besteht, daß die gebildeten Spaltprodukte aus dem Brennelement austreten können. Das gilt auch für Brennelemente, bei denen der Brenn- und/oder Brutstoff in einer Matrix aus Graphit eingebettet ist und für Brenn- und/oder Brutelemente, bei denen der Brennstoff in Form von mit pyrolytischem Kohlenstoff beschichteten kleinen Teilchen enthalten ist.
Bei den mit pyrolytischem Kohlenstoff beschichteten Brenn- und/ oder Brutstoffteilchen hat man dem Austritt von festen Spaltprodukten durch die Pyrokohlenstoffschicht dadurch zu begegnen versucht, daß diese Teilchen zusätzlich mit Siliziumkarbid oder anderen Karbiden beschichtet wurden. Diese Maßnahme erfordert
20982 7/0823
jedoch einen zusätzlichen und damit die Herstellung des Brennelements verteuernden Aufwand. Hinzu kommt, daß dadurch die Maßnahmen zur Wiederaufarbeitung von Brenn- und/oder Brutstoffteilchen erschwert wurden.
Aufgabe der Erfindung ist es, einen Brenn- und/oder Brutstoff, insbesondere für Hochtemperaturreaktoren, zu schaffen, bei dem die festen Spaltprodukte mit der für die Praxis erforderlichen Sicherheit gebunden werden. Außerdem soll der Brenn- und/oder Brutstoff auf einfache Weise herstellbar sein und, soweit er in Form von beschichteten Brennstoffteilchen verwendet wird, auch seine Wiederaufarbeitung einfach sein.
Die Erfindung geht von der überraschenden Erkenntnis aus, daß einige Metalloxide wie Aluminiumoxid, Nioboxid oder dergleichen bei gleichmäßiger Verteilung im Brenn- und/oder Brutstoff die Eigenschaft haben, in den im Reaktor, insbesondere im Hochtemperaturreaktor, eingesetzten Brenn- und/oder Brutelementen mit den bei der Kernspaltung gebildeten festen Spaltprodukten wie beispielsweise Strontium, Barium oder dergleichen stabile und nicht flüchtige Verbindungen zu bilden und somit diese Spaltprodukte im Brenn- und/oder Brutstoff zurückhalten.
Von dieser Erkenntnis ausgehend wird die Aufgabe der Erfindung bei einem Brenn- und/oder Brutelement der oben genannten Art dadurch gelöst, daß der Brenn- und/oder Brutstoff einen unterhalb Io At-% liegenden Anteil eines Werkstoffs enthält, der bei Temperaturen oberhalb looo°C nicht flüchtig ist, einen niedrigen Neutroneneinfangsquerschnitt besitzt und bei Temperaturen oberhalb 8000C mit den bei der Kernspaltung gebildeten Festen Spaltprodukten stabile und nicht flüchtige Verbindungen bildet, wie Aluminiumoxid, Nioboxid oder dergleichen.
Dieser Werkstoff kann als Pulver dem pulverförmigen Brenn- und/ oder Brutstoffoxid beigemischt werden, doch ist es selbstverständlich auch möglich, in den Fällen, in denen der Brenn-
209827/0823 BADORlQiNAL
und/oder Brotstoff ausgehend von einer wäßrigen Lösung hergestellt wird, den zur Bindung der festen Spaltprodukte verwendeten Werkstoff als wäßrige Lösung zuzugeben, wobei er während des Sinteryorgangs in ein im Brenn- und/oder Brutstoff gleichmäßig verteiltes Oxid übergeht.
Ein Ausführungsbeispiel zur Herstellung eines Brenn- und Brutstoffes gemäß der Erfindung, bei dem bei der Herstellung von einer wäßrigen Lösung ausgegangen wird, ist im folgenden näher beschrieben.
Ausführungsbeispiel
Eine Lösung aus 256 g (Th)(NO3)^SH2O und 28,5 g UO2(NOg)2.6H3O in 5oo ml Wasser wurde unter Rühren zu 5oo ml 25%iger Ammoniaklösung gegeben. Der dabei entstandene Niederschlag wurde durch Absaugen von der überstehenden Lösung getrennt und mit insgesamt Io 1 Wasser ionenfrei gewaschen. In einer weiteren Verfahrensstufe wurde der Niederschlag mit 1,5 1 Wasser aufgerührt und nach Zugabe von 9,4 g A1(NO3)3.9H2O und 125 ml 1 M HNO3 zum Sieden erhitzt. Die dabei entstandene kolloidale Lösung (Sol) wurde auf 167 ml eingedampft, wobei eine Konzentration von etwa 600 g Th/1 erreicht wurde. Das Sol wurde anschließend bei lo°C mit 1 M (CH2)gN4-Lösung (o,5 - 1 ml/lo g Sol) gemischt und in 9o-95°C heißes Paraffinöl eingetropft. Die dabei gebildeten Partikeln wurden mit Petroläther von dem ihnen anhaftenden Paraffinöl befreit» Um das bei der Gelierung der Soltropfen entstandene NH4NO3 zu entfernen, wurden die Partikeln in einem Glasgefäß 5 Stunden unter konzentrierter Ammoniaklösung aufbewahrt. Die Lösung wurde dann abgesaugt und die Partikeln an Luft bei 5o-7o°C soweit vorgetrocknet, bis sie frei rollten. Nach dieser Behandlung wurden die Partikeln in einem wasserstoffgespülten Rohrofen mit Silitstabheizung 5 Stunden bei 13oo°C zu dichten Brennstoffkernen gesintert. Die Brennstoffkerne wurden anschließend in einem aus Graphit bestehenden Fließbett bei 15 5o°C durch Zersetzung von Acetylen mit einer porösen Pyrokohlenstoffschicht und bei 13oo°C durch Zersetzung von Propylen mit einer dichten Pyrokohlenstoffschicht umhüllt.
209827/0 8 23
-H-
Eine vergleichende Untersuchung der Freisetzung der wichtigen Spaltprodukte Sr-9o und Ba-IHo aus derartigen beschichteten Teilchen unter Reaktorbedingungen ergab, daß im Gegensatz zu Teilchen mit Al2O3-freien Brennstoffkernen aus den hier beschriebenen Teilchen nach 21 Tagen bei 12oo C keine Freisetzung von Sr-9o und Ba-IHo erfolgte.
209 8 2 7/0823

Claims (1)

  1. Patentanspruch
    Brennstoffe und/oder Brustoffe für Kernreaktoren, insbesondere für Hochtemperaturreaktoren, bestehend aus Uranoxid und/oder Thoriumoxid, dadurch gekennzeichnet, daß der Brenn- und/oder Brutstoff einen unterhalb Io At-% liegenden Anteil eines bei Temperaturen oberhalb looo°C nicht flüchtigen, einen niedrigen Neutroneneinfangsquerschnitt besitzenden und bei Temperaturen oberhalb 8000C mit den bei der Kernspaltung gebildeten festen Spaltprodukten stabile und nicht flüchtige Verbindungen bildenden Werkstoffs wie Aluminiumoxid, Nioboxid oder dergleichen enthält.
    209 827/0823
DE19702063720 1970-12-24 1970-12-24 Oxidischer Kernbrenn- oder Kernbrutstoff für Brenn- und/oder Brutelemente Expired DE2063720C3 (de)

Priority Applications (5)

Application Number Priority Date Filing Date Title
DE19702063720 DE2063720C3 (de) 1970-12-24 Oxidischer Kernbrenn- oder Kernbrutstoff für Brenn- und/oder Brutelemente
BE776473A BE776473A (fr) 1970-12-24 1971-12-09 Combustible et/ou matiere fertile pour reacteurs nucleaires
FR7145019A FR2118920B1 (de) 1970-12-24 1971-12-15
GB5830671A GB1370928A (en) 1970-12-24 1971-12-15 Fuel and/or fertile material for nuclear reactors
US05/326,823 US4006096A (en) 1970-12-24 1973-01-26 Method of making fissionable-fuel and fertile breeder materials for nuclear reactors

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
DE19702063720 DE2063720C3 (de) 1970-12-24 Oxidischer Kernbrenn- oder Kernbrutstoff für Brenn- und/oder Brutelemente

Publications (3)

Publication Number Publication Date
DE2063720A1 true DE2063720A1 (de) 1972-06-29
DE2063720B2 DE2063720B2 (de) 1976-05-20
DE2063720C3 DE2063720C3 (de) 1976-12-30

Family

ID=

Also Published As

Publication number Publication date
BE776473A (fr) 1972-04-04
DE2063720B2 (de) 1976-05-20
FR2118920B1 (de) 1976-08-20
GB1370928A (en) 1974-10-16
FR2118920A1 (de) 1972-08-04

Similar Documents

Publication Publication Date Title
DE1564226C3 (de) Kontroll- und Regelelement für Kernreaktoren
DE1286650B (de) Verfahren zur Herstellung von dichten, verhaeltnismaessig nichtporoesen, spaltstoffbeladenen Kohlenstoffkoerpern fuer Kernreaktoren
DE1217351B (de) Verfahren zur Gewinnung von Cs 137-Salzen aus bestrahlten Kernbrennstoffen
CH663680A5 (de) Gesintertes, brennbares absorber-pellet.
DE1181830B (de) Verfahren zum UEberziehen von UO-Kern-brennstoffteilchen mit Al O und nach diesem Verfahren hergestelltes Kernreaktor-Brennstoffelement
DE2713108A1 (de) Verfahren zur herstellung von keramischem plutonium-uran-kernbrennstoff in form von sinterpellets
DE2312737A1 (de) Kernbrennstoff fuer gasgekuehlte reaktoren
DE1227572B (de) Kernbrennstoffkoerper und Verfahren zu seiner Herstellung
DE1170919B (de) Verfahren zur Pulverisierung bzw. Aufbereitung von gesinterten Urandioxyd-Reaktorbrennstoffkoerpern
US4006096A (en) Method of making fissionable-fuel and fertile breeder materials for nuclear reactors
DE2063720A1 (de) Brenn- und/oder Brutstoff für Kernreaktoren
EP0078428A2 (de) Verfahren zum Herstellen von oxidischen Kernbrennstoffsinterkörpern
DE2063720C3 (de) Oxidischer Kernbrenn- oder Kernbrutstoff für Brenn- und/oder Brutelemente
DE1238118B (de) Kernreaktorbrennstoff
DE1771019A1 (de) Verfahren zum Herstellen von Werkstuecken aus neutronenabsorbierenden Graphitprodukten
DE2401342A1 (de) Neutronenabsorbierende legierung
DE1533091B2 (de) Verfahren zur Aufbereitung von zum Teil aus Graphit bestehenden Schalenkörnern und Brenn- oder Brutelementen
DE60216114T2 (de) Einschliessen von abfällen
EP0100026B1 (de) Verfahren zum Behandeln von Plutoniumoxid und/oder Plutonium-Uran-Mischoxid
DE1062835B (de) Brennelement fuer gasgekuehlte Hochtemperatur-Reaktoren und seine Herstellung
Foerthmann et al. Oxidic nuclear fuel or fuel breeder for fuel and/or breeder elements
EP0328742A1 (de) Verfahren zur Herstellung von Kernbrennstoff-Mischoxiden aus einer Nitrat-Lösung
DE1533091C (de) Verfahren zur Aufbereitung von zum Teil aus Graphit bestehenden Schalenkor nern und Brenn oder Brutelementen
AT204659B (de) Aus Uran-Sauerstoff-Verbindungen bestehendes Brennelement für Kernreaktoren
DE2520334A1 (de) Verfahren zur herstellung einer magnetisierbaren schicht fuer eine magnetische anordnung mit domaenen

Legal Events

Date Code Title Description
C3 Grant after two publication steps (3rd publication)
E77 Valid patent as to the heymanns-index 1977
EHJ Ceased/non-payment of the annual fee