ES2879654T3 - Una pastilla de combustible nuclear sinterizada, una barra de combustible, un conjunto de combustible y un método de fabricación de una pastilla de combustible nuclear sinterizada - Google Patents

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Abstract

Una pastilla de combustible nuclear sinterizada (10), que comprende una matriz (20) de UO2 y unas partículas (21) dispersas en la matriz: en donde las partículas (21) comprenden un material que contiene uranio (22), en donde cada una de las partículas (21) está encapsulada por un recubrimiento metálico (23), en donde el material que contiene uranio (22) tiene una densidad de uranio que es más alta que la densidad de uranio del UO2, caracterizada por que el recubrimiento metálico (23) consta de al menos un metal elegido del grupo de Mo, W, Cr, V y Nb.

Description

DESCRIPCIÓN
Una pastilla de combustible nuclear sinterizada, una barra de combustible, un conjunto de combustible y un método de fabricación de una pastilla de combustible nuclear sinterizada
Campo técnico de la invención
La presente invención se refiere en general a una pastilla de combustible nuclear sinterizada adecuada para su uso en reactores nucleares, por ejemplo, reactores enfriados con agua, incluyendo reactores de agua ligera tales como Reactores de Agua Hirviendo BWR y Reactores de Agua Presurizada PWR. La pastilla de combustible sinterizada también es adecuada para su uso en los reactores de próxima generación, tanto reactores rápidos tal como reactores rápidos de plomo como reactores térmicos, tal como reactores modulares pequeños.
Específicamente, la presente invención se refiere a una pastilla de combustible nuclear sinterizada según el preámbulo de la reivindicación 1. La invención también se refiere a una barra de combustible y a un conjunto de combustible para su uso en un reactor nuclear. Además, la invención se refiere a un método de fabricación de la pastilla de combustible nuclear sinterizada.
Antecedentes de la invención y técnica anterior
El combustible nuclear dominante usado en la actualidad comprende pastillas de combustible nuclear sinterizadas de dióxido de uranio, UO2. El dióxido de uranio es un combustible nuclear excelente que tiene un punto de fusión de 2865 °C. No obstante, hay una demanda de mejoras en ciertos respectos. Un aumento de la densidad del uranio mejoraría la economía del combustible. Un aumento de la conductividad térmica mejoraría el comportamiento dentro del reactor de la pastilla y de este modo la haría más adecuada para los reactores de próxima generación, proporcionando atributos que pueden ser susceptibles a los llamados combustibles tolerantes a accidentes, ATF. El documento WO 2011/051447 describe pastillas de combustible nuclear, en donde se usa una matriz diferente de aluminio o molibdeno, y en donde se dispersan partículas de siliciuro de uranio recubiertas. El recubrimiento está hecho de ZrN o Si y puede contener Nb como inhibidor. No se aborda una matriz de dióxido de uranio.
Un problema con algunos materiales no convencionales que contienen uranio es que tiene una reactividad más alta con agua que el UO2. Esto crea una necesidad de protección adicional del material que contiene uranio frente a la penetración de agua, especialmente en reactores enfriados con agua.
El documento JP-11-202072 se refiere a combustibles nucleares que comprenden nitruro de uranio. La Fig. 1 de este documento de la técnica anterior describe una partícula de nitruro de uranio que está dotada con un recubrimiento. El recubrimiento podría ser una película de óxido tal como óxido de aluminio, óxido de circonio u óxido de silicio, un recubrimiento de carbono, tal como grafito o una película que incluya compuestos de carbono tales como SiC, o una película metálica. La Fig. 5 del documento de la técnica anterior describe una pastilla de combustible nuclear que comprende una matriz de UO2 y partículas de UN recubiertas dispersas en la matriz.
Otro problema es la habilidad más bien pobre de sinterizar ciertos materiales que contiene uranio junto con dióxido de uranio. Estos materiales que contiene uranio no son compatibles con dióxido de uranio en condiciones de horno de sinterizado normales, por ejemplo, H2 con H2O/CO2.
Compendio de la invención
El objeto de la presente invención es proporcionar una pastilla de combustible nuclear mejorado que tiene una alta densidad de uranio y una alta conductividad térmica, en particular una densidad de uranio más alta y una conductividad térmica más alta que el dióxido de uranio convencional. Un objetivo adicional es superar los problemas indicados anteriormente relacionados con el uso de materiales que contienen uranio de alta densidad. Este objeto se logra por la pastilla de combustible nuclear sinterizada definida inicialmente, que se caracteriza por que el recubrimiento metálico consta de al menos un metal elegido entre el grupo de Mo, W, Cr, V y Nb.
Por medio de estos recubrimientos metálicos, se puede prevenir eficientemente la penetración de especies agresivas tales como agua u otros oxidantes (del horno de sinterizado o el oxido en sí mismo) a las partículas. Nada de agua puede alcanzar las partículas y el material que contiene uranio encapsulado, tampoco en el caso de un revestimiento de combustible defectuoso que permita que agua o vapor alcance la pastilla de combustible. El recubrimiento metálico asegura que el material que contiene uranio encapsulado se separe de cualquier contacto con el dióxido de uranio de la matriz durante la operación normal del reactor y en caso de una barra de combustible defectuosa.
Estos metales, cuando se aplican como un recubrimiento sobre las partículas, permiten que las partículas y el polvo de dióxido de uranio se compacten entre sí en una pastilla verde y que la pastilla verde compacta se sinterice en una pastilla de combustible nuclear que tiene una resistencia mecánica correcta.
El recubrimiento metálico puede estar formado por uno solo de los metales Mo, W, Cr V y Nb o una aleación de dos o más de estos metales, por ejemplo, Mo-Cr, Mo-W, Cr-W o Cr-Mo-W. Todos estos metales y aleaciones tienen un punto de fusión alto.
Según una realización de la invención, el al menos un metal se deposita por capa atómica sobre la partícula.
Según una realización de la invención, el al menos un metal se chapa eléctricamente sobre la partícula.
Según una realización de la invención, el al menos un metal se deposita en la partícula a través de una técnica solgel seguida por un tratamiento térmico.
Según una realización de la invención, el material que contiene uranio comprende al menos uno de siliciuro de uranio, nitruro de uranio o boruro de uranio. Estos materiales que contienen uranio pueden tener todos una densidad de uranio más alta que el dióxido de uranio y, de este modo, pueden contribuir a mejorar la economía de combustible de la pastilla de combustible nuclear en comparación con una pastilla de combustible nuclear estándar de dióxido de uranio. Estos materiales que contienen uranio también pueden tener una conductividad térmica más alta que el dióxido de uranio y, de este modo, pueden mejorar la eficiencia de transporte térmico de la pastilla de combustible nuclear durante la operación del reactor en comparación con una pastilla de combustible nuclear estándar de dióxido de uranio.
El problema de un aumento de la reactividad con el agua de los materiales que contienen uranio en comparación con el dióxido de uranio se resuelve de una manera elegante por el recubrimiento metálico de partículas por al menos uno de dichos metales Mo, W, Cr, V y Nb.
Según una realización de la invención, el material que contiene uranio comprende o consta de al menos uno de U3Si2 , USi, UaSi, U20SH6N3 , UN y UB2. Todos estos materiales que contiene uranio cumplen los criterios mencionados anteriormente de una alta densidad de uranio y una alta conductividad térmica. Todos permiten que se aplique un recubrimiento metálico de al menos uno de dichos metales para producir una partícula encapsulada. Según una realización de la invención, el material que contiene uranio comprende al menos uno de UN y U20SH6N3 , en donde el nitrógeno del material que contiene uranio se enriquece para contener un porcentaje más alto del isotopo 15N que el N natural, por ejemplo, al menos un 60, 70, 80 o 90% en peso del isotopo 15N.
Según una realización de la invención, las partículas también comprenden un absorbedor de neutrones. Se pueden usar ventajosamente pastillas de combustible que comprenden partículas con un absorbedor de neutrones, por ejemplo, en algunas de las barras de combustible en algunos de los conjuntos de combustible de un reactor nuclear, para controlar la reactividad del reactor con el tiempo, por ejemplo, durante un ciclo de combustible.
Según una realización de la invención, el absorbedor de neutrones comprende ZrB2. El ZrB2 tiene un punto de fusión extremadamente alto de 3246 °C y, de este modo, podría resistir fácilmente las temperaturas de operación de las pastillas. Por ejemplo, las partículas pueden comprender una mezcla de UN y ZrB2o una mezcla de U3Si2 y ZrB2. Según una realización de la invención, el material que contiene uranio comprende UBx, especialmente UB2, en donde el boro de dicho UBx forma dicho absorbedor de neutrones.
Según una realización de la invención, el boro se enriquece para contener un porcentaje más alto del isotopo 10B que el B natural, por ejemplo, al menos un 20, 30, 40, 50, 60, 70, 80 o 90% en peso del isotopo 10B.
Según una realización de la invención, las partículas tienen una extensión máxima que está en el intervalo de 100 micras a 2000 micras. Las partículas podrían tener cualquier forma, por ejemplo, una forma de bola o forma esférica, en donde la extensión máxima es el diámetro de la partícula.
El objeto se logra también por la barra de combustible definida inicialmente, que comprende un tubo de revestimiento que encierra una pluralidad de las pastillas de combustible nuclear sinterizadas.
El objeto se logra también por el conjunto de combustible definido inicialmente, que comprende una pluralidad de las barras de combustible.
El objeto se logra también por el método de fabricación definido inicialmente, que comprende los pasos de: proporcionar un polvo de un material que contiene uranio,
sinterizar el material que contiene uranio para formar una pluralidad de partículas,
aplicar un recubrimiento metálico sobre las partículas para formar una pluralidad de partículas recubiertas, proporcionar un polvo de dióxido de uranio,
mezclar el polvo de dióxido de uranio y las partículas recubiertas para proporcionar una mezcla,
comprimir la mezcla para formar un cuerpo verde,
sinterizar el cuerpo verde en la pastilla de combustible nuclear sinterizada.
El método dará como resultado la pastilla de combustible nuclear sinterizada por la cual se logra el objeto mencionado anteriormente.
Según una realización de la invención, el paso de aplicación comprende aplicar el recubrimiento metálico sobre las partículas por deposición de capa atómica.
Según una realización de la invención, el paso de aplicación comprende aplicar el recubrimiento metálico sobre las partículas mediante chapado eléctrico.
Breve descripción de los dibujos
La invención se va a explicar ahora más detenidamente a través de una descripción de diversas realizaciones y con referencia a los dibujos adjuntos a ésta.
La Fig. 1 describe esquemáticamente una vista en sección longitudinal de un conjunto de combustible para un reactor nuclear.
La Fig. 2 describe esquemáticamente una vista en sección longitudinal de una barra de combustible del conjunto de combustible de la Fig. 1.
La Fig. 3 describe esquemáticamente una vista en sección longitudinal de una pastilla de combustible nuclear según una primera realización.
La Fig. 4 describe esquemáticamente una vista en sección de una partícula contenida en la pastilla en la Fig. 3. La Fig. 5 describe esquemáticamente una vista en sección longitudinal de una pastilla de combustible nuclear según una segunda realización.
Descripción detallada de diversas realizaciones
La Fig. 1 describe un conjunto de combustible 1 para su uso en un reactor nuclear, en particular un reactor de agua ligera, LWR, enfriado con agua tal como un Reactor de Aguar Hirviendo, BWR, o un Reactor de Agua Presurizada, PWR. El conjunto de combustible 1 comprende un miembro inferior 2, un miembro superior 2 y una pluralidad de barras de combustible alargadas 4 que se extienden entre el miembro inferior 2 y el miembro superior 3. Las barras de combustible 4 se mantienen en sus posiciones por medio de una pluralidad de separadores 5. Además, el conjunto de combustible 1 puede, por ejemplo, cuando se usa en un BWR, comprender un canal de flujo o caja de combustible indicada por las líneas discontinuas 6 y rodeando las barras de flujo 4.
La Fig. 2 describe una de las barras de combustible 4 del conjunto de combustible 1 de la Fig. 1. La barra de combustible 4 comprende un combustible nuclear en forma de una pluralidad de pastillas de combustible nuclear sinterizadas 10 y un tubo de revestimiento 11 que encierra las pastillas de combustible nuclear 10. La barra de combustible 4 comprende un tapón inferior 12 que sella un extremo inferior del tubo de revestimiento 11 y un tapón superior 13 que sella un extremo superior de la barra de combustible 4. Las pastillas de combustible nuclear 10 se disponen en una pila en el tubo de revestimiento 11. El tubo de revestimiento 11 encierra, de este modo, las pastillas de combustible 10 y un gas. Un resorte 14 se dispone en una cámara impelente superior 15 entre la pila de pastillas de combustible nuclear 10 y el tapón superior 13. El resorte 14 presiona la pila de pastillas de combustible nuclear 10 contra el tapón inferior 12.
Una primera realización de una de las pastillas de combustible nuclear 10 se describe más detenidamente en la Fig. 3. La pastilla de combustible nuclear 10 comprende una matriz 20 de dióxido de uranio, UO2, y una pluralidad de partículas 21, que están dispersas en la matriz 20, preferiblemente uniforme y aleatoriamente.
El número de partículas 21 en cada pastilla de combustible nuclear 4 puede ser muy alto. La relación de volumen partículas/matriz puede ser desde una baja concentración de partículas 21 de alrededor de 100 ppm hasta la fracción de empaquetamiento.
En la Fig. 4, la partícula 21 tiene una forma esférica. No obstante, la partícula 21 puede ser de cualquier forma. El tamaño de las partículas 21 puede variar. Preferiblemente, las partículas 21 pueden tener una extensión, por ejemplo, el diámetro d en el ejemplo esférico de la Fig. 4, que está en el intervalo de 100 micras a 2000 micras. Las partículas 21 comprenden o constan de un material que contiene uranio 22 que tiene una densidad de uranio que es más alta que la densidad de uranio del UO2. En particular, el material que contiene uranio 22 comprende o consta de al menos uno de siliciuro de uranio, nitruro de uranio y boruro de uranio.
Más específicamente, el material que contiene uranio 22 comprende o consta de al menos uno de U3SÍ2 , USi, U3SÍ, U20SÍ16N3, UN y UB2. La densidad de uranio de cada uno de estos materiales que contiene uranio 22 es más alta que 9,7 g/cm3, que es la densidad de uranio del dióxido de uranio. También es más alta la conductividad térmica y en general aumenta con la temperatura.
El material que contiene uranio 22 de cada partícula 21 de este modo puede comprender o constar de solamente una de estas substancias o una combinación de dos o más de estas substancias.
El uranio en la matriz 20 y en los materiales que contiene uranio 22 se puede enriquecer para contener un porcentaje más alto del isotopo fisible 235U que el uranio natural.
Cada una de las partículas 21 se encapsula por un recubrimiento metálico 23 que rodea completamente y encierra la partícula 21. El material que contiene uranio 22 de este modo está completamente separado de cualquier contacto con el dióxido de uranio de la matriz 20.
El recubrimiento metálico 23 consta de al menos un metal elegido entre el grupo de Mo, W, Cr, V y Nb. Estos metales aseguran la protección fiable del material que contiene uranio 22. Todos tienen un punto de fusión alto y de este modo resistirán las temperaturas de operación de las pastillas también en caso de un accidente, tal como un LOCA, Accidente de Pérdida de Refrigerante. El punto de fusión del Mo es 2622 °C, del Cr 1907 °C, del W 3414 °C, del V 1910 °C y del Nb 2477 °C.
El recubrimiento metálico 23 puede estar formado por uno solo de los metales Mo, W, Cr, V y Nb. El recubrimiento metálico 23 también puede estar formado por una aleación de dos o más de estos metales. Las aleaciones preferidas son Mo-Cr, Mo-W, Cr-W o Cr-Mo-W.
El espesor del recubrimiento metálico 23 es preferiblemente fino, por ejemplo, del orden de menos de una micra. El recubrimiento metálico 23 puede cubrir, como se ha mencionado anteriormente, toda la superficie exterior del material que contiene uranio 22.
El recubrimiento metálico 23 se puede chapar eléctricamente, depositar por capa atómica o depositar por medio de una técnica sol-gel.
Las partículas 21 pueden comprender también un absorbedor de neutrones. El absorbedor de neutrones puede comprender o constar de ZrB2. Cada una o algunas de las partículas 21 pueden comprender entonces una mezcla de al menos uno de los materiales que contiene uranio 20 y el absorbedor de neutrones, por ejemplo, UN/ZrB2 , U3Si2/ZrB2, USi/ZrB2, U20Sh6N3/ZrB2y U3Si/ZrB2.
El material que contiene uranio 22 de las partículas 21 puede comprender también UBx, especialmente UB2 como se ha mencionado anteriormente, en donde el boro del UBx forma el absorbedor de neutrones. Son posibles otros compuestos de boruro de uranio, por ejemplo, UB4, UB12, etc. El boruro de uranio se puede mezclar entonces con al menos uno de los compuestos U3Si2 , USi, U3Si, U20SH6N3 y UN, mencionados anteriormente, en cualquier proporción adecuada para asegurar que la densidad de uranio del material que contiene uranio es más alta que la del dióxido de uranio.
La Fig. 5 describe una segunda realización según la cual la pastilla de combustible nuclear sinterizada 10 comprende partículas que contienen uranio 21 y partículas absorbentes 25, en donde las partículas absorbentes 25 comprenden o constan de un absorbedor de neutrones. El absorbedor de neutrones en este caso también puede comprender o constar de ZrB2.
En los ejemplos anteriores, el absorbedor de neutrones comprende boro, que se puede enriquecer entonces para contener un porcentaje más alto del isotopo 10B que el boro natural. Por ejemplo, el porcentaje puede ser al menos un 20, 30, 40, 50, 60, 70, 80 o 90% en peso del isotopo 10B.
Como se ha mencionado anteriormente, el material que contiene uranio 22 puede comprender o constar de al menos uno de UN y U20SH6N3. En estos ejemplos, el nitrógeno del material que contiene uranio 22 se puede enriquecer para contener un porcentaje más alto del isotopo 15N que el N natural. Por ejemplo, el porcentaje puede ser al menos un 60, 70, 80 o 90% en peso del isotopo 15N.
El recubrimiento metálico 22 permite que la pastilla de combustible nuclear 10 se sinterice en un horno de sinterizado estándar por medio de los siguientes pasos.
Se proporciona un polvo del material que contiene uranio. El polvo se puede conformar en partículas verdes. Las partículas verdes del material que contiene uranio entonces se sinterizan para formar una pluralidad de partículas. A partir de entonces, se aplica el recubrimiento metálico 23 sobre las partículas 21 para formar una pluralidad de partículas recubiertas 23. La aplicación del recubrimiento metálico 23 se puede realizar por medio de una deposición de capa atómica.
Alternativamente, la aplicación del recubrimiento metálico 23 se puede realizar por medio de chapado eléctrico. Según una alternativa adicional más, la aplicación del recubrimiento metálico 23 se puede realizar por medio de un método sol-gel, en donde un gel, en el que se impregna el metal, se aplica a la partícula 21. Entonces se aplica un tratamiento térmico para quemar el gel y dejar el recubrimiento metálico 23 en la partícula 21.
Además, se proporciona un polvo de dióxido de uranio.
El polvo de dióxido de uranio y las partículas recubiertas se mezclan para proporcionar una mezcla. La mezcla se comprime entonces en un molde adecuado para formar un cuerpo verde.
Finalmente, el cuerpo verde se sinteriza en el horno de sinterizado en una atmósfera adecuada para la pastilla de combustible nuclear sinterizada 10.
La invención no se limita a las realizaciones y ejemplos descritos anteriormente, sino que se puede variar y modificar dentro del alcance de las siguientes reivindicaciones.

Claims (15)

REIVINDICACIONES
1. Una pastilla de combustible nuclear sinterizada (10), que comprende una matriz (20) de UO2 y unas partículas (21) dispersas en la matriz:
en donde las partículas (21) comprenden un material que contiene uranio (22),
en donde cada una de las partículas (21) está encapsulada por un recubrimiento metálico (23),
en donde el material que contiene uranio (22) tiene una densidad de uranio que es más alta que la densidad de uranio del UO2,
caracterizada por que el recubrimiento metálico (23) consta de al menos un metal elegido del grupo de Mo, W, Cr, V y Nb.
2. La pastilla de combustible nuclear sinterizada (10) según la reivindicación 1, en donde el material que contiene uranio (22) comprende al menos uno de siliciuro de uranio, nitruro de uranio y boruro de uranio.
3. La pastilla de combustible nuclear sinterizada (10) según cualquiera de las reivindicaciones 1 y 2, en donde el material que contiene uranio (22) comprende al menos uno de U3Si2, USi, U3Si, U20SH6N3, UN y UB2.
4. La pastilla de combustible nuclear sinterizada (10) según cualquiera de las reivindicaciones anteriores, en donde el material que contiene uranio (22) comprende al menos uno de Un y U20SH6N3 y en donde el nitrógeno del material que contiene uranio (22) se enriquece para contener un porcentaje más alto del isotopo 1345N que el N natural.
5. La pastilla de combustible nuclear sinterizada (10) según cualquiera de las reivindicaciones anteriores, en donde las partículas (21) comprenden también un absorbedor de neutrones.
6. La pastilla de combustible nuclear sinterizada (10) según cualquiera de las reivindicaciones anteriores, en donde la pastilla de combustible nuclear sinterizado (10) comprende partículas absorbentes (25) que comprenden un absorbedor de neutrones.
7. La pastilla de combustible nuclear sinterizada (10) según cualquiera de las reivindicaciones 5 y 6, en donde el absorbedor de neutrones comprende ZrB2.
8. La pastilla de combustible nuclear sinterizada (10) según cualquiera de las reivindicaciones 5 a 7, en donde el material que contiene uranio (22) comprende UBx, especialmente UB2 , y en donde el boro de dicho UBx forma el absorbedor de neutrones.
9. La pastilla de combustible nuclear sinterizada (10) según cualquiera de las reivindicaciones 7 y 8, en donde el boro se enriquece para contener un porcentaje más alto del isotopo 10B que el boro natural.
10. La pastilla de combustible nuclear sinterizada (10) según cualquiera de las reivindicaciones anteriores, en donde las partículas (21) tienen una extensión que está en el intervalo de 100 micras a 2000 micras.
11. Una barra de combustible (4) que comprende un tubo de revestimiento (11) que encierra una pluralidad de pastillas de combustible nuclear sinterizadas (10) según cualquiera de las reivindicaciones anteriores.
12. Un conjunto de combustible (1) para su uso en un reactor nuclear, que comprende una pluralidad de barras de combustible (4) según la reivindicación 11.
13. Un método de fabricación de una pastilla de combustible nuclear sinterizada según cualquiera de las reivindicaciones 1 a 10, el método que comprende los pasos de:
proporcionar un polvo de un material que contiene uranio,
sinterizar el material que contiene uranio para formar una pluralidad de partículas,
aplicar un recubrimiento metálico sobre las partículas para formar una pluralidad de partículas recubiertas, proporcionar un polvo de dióxido de uranio,
mezclar el polvo de dióxido de uranio y las partículas recubiertas para proporcionar una mezcla,
comprimir la mezcla para formar un cuerpo verde,
sinterizar el cuerpo verde para la pastilla de combustible nuclear sinterizada.
14. El método de la reivindicación 13, en donde el paso de aplicación comprende aplicar el recubrimiento metálico sobre las partículas por deposición de capa atómica.
15. El método de la reivindicación 14, en donde el paso de aplicación comprende aplicar el recubrimiento metálico sobre las partículas por chapado eléctrico.
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Publication number Priority date Publication date Assignee Title
EP3396676B1 (en) * 2017-04-26 2019-12-04 Westinghouse Electric Sweden AB A ceramic nuclear fuel pellet, a fuel rod, and a fuel assembly
CN109545414B (zh) * 2018-12-06 2020-06-05 中国科学院上海应用物理研究所 一种燃料颗粒的制备方法以及由此得到的核壳型燃料颗粒
US20200258642A1 (en) * 2019-02-12 2020-08-13 Westinghouse Electric Company, Llc Sintering with sps/fast uranium fuel with or without burnable absorbers
CN110828001B (zh) * 2019-10-23 2021-09-28 中国工程物理研究院材料研究所 一种提高铀装量的热导率改进型二氧化铀基燃料芯块及其制备方法
CN113004046A (zh) * 2019-12-20 2021-06-22 中核北方核燃料元件有限公司 一种ub2陶瓷体的制备方法
CZ2019800A3 (cs) * 2019-12-27 2021-02-24 Vysoké Učení Technické V Brně Jaderné palivo, palivová peleta obsahující toto jaderné palivo a palivová tyč obsahující tyto palivové pelety
CN111326265B (zh) * 2020-02-28 2023-05-02 中国工程物理研究院材料研究所 一种二氧化铀-碳化物复合燃料芯块及其制备方法
US20210319919A1 (en) * 2020-04-14 2021-10-14 University Of South Carolina Composite Uranium Silicide-Uranium Dioxide Nuclear Fuel
EP3896703A1 (en) * 2020-04-14 2021-10-20 Westinghouse Electric Sweden AB Computer-based simulation methods for boiling water reactors (bwr)
CN111584100B (zh) * 2020-04-23 2022-01-28 清华大学 一种含碳化物-难熔金属包覆层的包覆燃料颗粒及其制备方法
CN112992390A (zh) * 2021-02-25 2021-06-18 上海核工程研究设计院有限公司 一种高安全性的硅化铀复合燃料芯块
CN113012827A (zh) * 2021-02-25 2021-06-22 上海核工程研究设计院有限公司 一种抗水腐蚀氮化铀复合燃料芯块
CN113035385B (zh) * 2021-03-04 2024-04-09 上海核工程研究设计院股份有限公司 一种含硼硅化铀整体型可燃毒物芯块

Family Cites Families (11)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3429295A (en) * 1963-09-17 1969-02-25 Nuclear Materials & Equipment Apparatus for producing vapor coated particles
CA970083A (en) * 1971-06-21 1975-06-24 Grace (W. R.) And Co. Nuclear fuel element
BE791934A (fr) * 1971-11-29 1973-03-16 Atomic Energy Commission Procede pour former un revetement de tungstene metallique sur des petites particules de combustible nucleaire et autres
DE2842403A1 (de) * 1978-09-29 1980-04-17 Nukem Gmbh Verfahren zur herstellung von kernbrennstoffmonokarbid, insbesondere von uran- und uran-plutonium-monokarbid
DE19636563C1 (de) * 1996-09-09 1998-03-26 Siemens Ag Kernreaktor-Brennelemente mit hohem Abbrand und Verfahren zu ihrer Fertigung
JP3368803B2 (ja) 1997-07-02 2003-01-20 キヤノン株式会社 印刷制御装置および方法
JPH11202072A (ja) * 1998-01-14 1999-07-30 Toshiba Corp 原子炉用の核燃料粒子、核燃料ペレット及び核燃料要素
US20080031398A1 (en) * 2004-10-14 2008-02-07 Westinghouse Electric Company, Llc Use of boron or enriched boron 10 in UO2
GB0919067D0 (en) * 2009-10-30 2009-12-16 Sck Cen Coated nuclear reactor fuel particles
FR2978697B1 (fr) * 2011-08-01 2014-05-16 Commissariat Energie Atomique Tube multicouche ameliore en materiau composite a matrice ceramique, gaine de combustible nucleaire en resultant et procedes de fabrication associes
US9721676B2 (en) * 2014-05-27 2017-08-01 Westinghouse Electric Company, Llc Deposition of a protective coating including metal-containing and chromium-containing layers on zirconium alloy for nuclear power applications

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