PL46196B1 - - Google Patents

Download PDF

Info

Publication number
PL46196B1
PL46196B1 PL46196A PL4619661A PL46196B1 PL 46196 B1 PL46196 B1 PL 46196B1 PL 46196 A PL46196 A PL 46196A PL 4619661 A PL4619661 A PL 4619661A PL 46196 B1 PL46196 B1 PL 46196B1
Authority
PL
Poland
Prior art keywords
uranium
fissile material
hydrides
residing
fuel element
Prior art date
Application number
PL46196A
Other languages
English (en)
Filing date
Publication date
Application filed filed Critical
Publication of PL46196B1 publication Critical patent/PL46196B1/pl

Links

Description

, Wynalazek dotyczy elementu paflliwoweglo dla reaktorów jadrowych stosujacych „uran gabczasty" jako paliwo jadrowe.W ostatnich latach opublikowano duza liosc prac naukowych, z których wynika, ze uran metaliczny, nietopiony, nie nadaje sie jako paliwo jadrowe do otrzymania duzych stru¬ mieni ciepla, które w materiale rozszczepial¬ nym wywoluja temperatury ponad 400°C. Rów¬ niez przy mniejszych strumieniach cieplnych stosowanie jego jest ograniczone do wzglednie niskiego wypalania sie, np. 0,1—0,2 At. — °/o.Powodem tego ograniczenia jest niietrwalosc wymiarów wywolana wplywem promieniowania, dajaca sie zauwazyc w postaci zjawiska wzro¬ stu i pecznienia. Znaczna czesc tej nietrwa- losci. szczególnie przy wyzszych temperaturach, ma swoje zródilo w powstawaniu gazowych *) Wlasciciel patentu oswiadczyl, ze twórca wynalazku jest Dr Frfltz Thiimmler. produktów rozszczepienia, które w postaci pe¬ cherzyków gazowych zajmuja znacznie wiek¬ sza objetosc oiz isitnliejace uprzednio atomy ura¬ nu i z powodu malej odpornosci uranu na pel¬ zanie powoduja powstawanie w nim pecherzy.Wady te byly usuwane dotychczas przez za¬ stosowanie okreslonych stopów uranu lub jego polaczen albo przez zastosowanie dla uranu ma¬ terialów wiazacych, które w polu promienio¬ wania zachowuja sie o wiele lepiej niz uran nie stopiony. Jednakze okupione to bylo in¬ nymi wadami, jak zmniejszona zdolnosc prze¬ wodzenia ciepla, kmuchosc itp.Znane jest równiez, ze dzieki specjalnym metodom, przede wszjns/tkim przez specjalne uksztaltowanie, mozna metaliczny uran uczy¬ nic w polu promieniowania bardziej trwalym.Wynika stajd, ze uran metaliczny przez duzy udzial otwartej porowatosci przeciwdzialaja¬ cych pecznieniu przez gazy powstale przy roz¬ szczepieniu, nie jest tak czuly jak zwarty me-tal, a wieksza czesc gazów moce ulotnic sie przez pory. Znane jest równiez zastosowanie zamiast uranu metalicznego uranu sproszko¬ wanego, a przestrzenie wolne wypelnia sie stopem scdowo-potasowyim, Szczególnte korzyst¬ ne warunki dla elementów paliwowych tego ro¬ dzaju zostana stworzone wedlug wynalazku dlatego, ze material rozszczepialny sklada sie z uranu gabczastego, który sklada sie z uranu nie stopionego lub ze stopu uranu np. z Zr, Mo, Nb, Cr lub z innymi skladnikami stopowymi, która to substancja jest uzyskiwana na drodze hydrogenacji i rozpadu wodorków uranu w tem¬ peraturze miedzy 400° i 800°C. Taka gabczasta budowa posiada doskonala siec porów, a przez to bardzo duza powierzchnie, wewnetrzna i mala grubosc substancji otaczajacej poszcze¬ gólne pory, co pozwala na szczególnie latwe uchodzenie z metalu wiekszej czesci gazów.Taki gabczasty uran mozna wytwarzac o duzej ilosci ksztaltów geometrycznych, stosownie do tego jaki ksztalt odpowiada wodorkowi, który ma ulec rozpadowi Dlatego jest bardzo ko¬ rzystnym, jezeli materiiil rozszczepialny opi- sanego wyzej elementu paliwowego o niezmien¬ nej objetosci tworzyc przy wiekszym wypa¬ laniu. PL

Claims (2)

  1. Zastrzezenia patentowe 1. Element paliwowy do reaktorów jadrowych, znamienny tym, ze jego material rozszcze¬ pialny sklada sie z gabczastego uranu, który jest wytwarzany przez termiczny rozpad wodorków uranu w temperaturze pomiedzy 400°C i 800°C.
  2. 2. Element paliwowy wedlug zastrz, 1, znia- menny tym, ze metal gabczasty sluzacy jako material rozszczepialny sklada sie ze stopu uranu np. z Zr Mo, Nb, Cr lub z innymi skladnikami stopowymi, oraz jest uzyski¬ wany przewaznie na drodze hydrogenacji i rozpadu wodorków. Zen tralins titu t fur Kernphystk Zastepca: mgr Józef KaminsJci rzecznik patentowy F.W.H. wzór jednoraz. zam. PL/Kc, Czit. zam. 1996 11.VII.62 100 egz. Al pism. ki. Iii PL
PL46196A 1961-05-25 PL46196B1 (pl)

Publications (1)

Publication Number Publication Date
PL46196B1 true PL46196B1 (pl) 1962-08-15

Family

ID=

Similar Documents

Publication Publication Date Title
Yakel Atom distributions in tau-carbide phases: Fe and Cr distributions in (Cr23− xFex) C6 with x= 0, 0· 74, 1· 70, 4· 13 and 7· 36
Berry et al. Hydrogen pickup during aqueous corrosion of zirconium alloys
Van Houten Selected engineering and fabrication aspects of nuclear metal hydrides (Li, Ti, Zr, and Y)
Kulcinski et al. Formation of voids in iron during high temperature neutron irradation
Powell et al. Swelling of several commercial alloys following high fluence neutron irradiation
PL46196B1 (pl)
US3189445A (en) Binary nickel base alloys
EP0037446B1 (en) Austenitic iron base alloy
Brager et al. Comparison of the swelling and the microstructural/microchemical evolution of AISI 316 irradiated in EBR-II and HFIR
Kolomytsev et al. Phase composition and some properties of alloys of the system molybdenum-nickel-boron
US3238140A (en) Uranium nitride-iron nuclear fuel cermets
CZ292179B6 (cs) Zirkoniová slitina s wolframem a niklem
US2902362A (en) Plutonium-uranium alloy
Epremian Uranium compounds for new high-temperature fuels
Shirvington A mechanism for in-reactor oxidation of zirconium alloys from oxide electrical characteristics:(III). Zr-2.5 wt% Nb
Wagner Research, development, and production of substoichiometric zirconium carbide for high-temperature insulation
Bacon et al. Precision measurement of dimensional changes in beryllia on neutron diffraction
Auskern Rare gas diffusion in nonstoichiometric zirconium carbide
RU2760902C1 (ru) Сплав на основе урана (варианты)
Andrievskii Effect of reactor irradiation on the electrical and magnetic properties of interstitial phases
Loasby The γ Phase in Uranium Alloys
US3044847A (en) Self-moderating fertile compounds
Brimhall et al. VOID FORMATION IN NEUTRON IRRADIATED MOLYBDENUM AND RHENIUM.
Nightingale Graphite: Advantages, limitations, and applications
Litton THE PROPERTIES AND IRRADIATION BEHAVIOR OF CARBIDE FUELS: A LITERATURE SURVEY.