PL46196B1 - - Google Patents
Download PDFInfo
- 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
Links
- JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N uranium(0) Chemical compound [U] JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 14
- 229910052770 Uranium Inorganic materials 0.000 claims description 13
- 239000000463 material Substances 0.000 claims description 5
- 229910052751 metal Inorganic materials 0.000 claims description 4
- 239000002184 metal Substances 0.000 claims description 4
- 229910000711 U alloy Inorganic materials 0.000 claims description 3
- 239000000446 fuel Substances 0.000 claims description 3
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 claims description 3
- -1 uranium hydrides Chemical group 0.000 claims description 3
- 238000005275 alloying Methods 0.000 claims description 2
- 229910052804 chromium Inorganic materials 0.000 claims description 2
- 238000005984 hydrogenation reaction Methods 0.000 claims description 2
- 229910052750 molybdenum Inorganic materials 0.000 claims description 2
- 229910052758 niobium Inorganic materials 0.000 claims description 2
- 230000015556 catabolic process Effects 0.000 claims 1
- 150000004678 hydrides Chemical class 0.000 claims 1
- 238000005979 thermal decomposition reaction Methods 0.000 claims 1
- 239000007789 gas Substances 0.000 description 4
- 239000011148 porous material Substances 0.000 description 3
- 230000004992 fission Effects 0.000 description 2
- 230000004907 flux Effects 0.000 description 2
- 230000005855 radiation Effects 0.000 description 2
- 230000008961 swelling Effects 0.000 description 2
- 229910000799 K alloy Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000011230 binding agent Substances 0.000 description 1
- 230000015572 biosynthetic process Effects 0.000 description 1
- 238000000354 decomposition reaction Methods 0.000 description 1
- 230000002349 favourable effect Effects 0.000 description 1
- 238000010304 firing Methods 0.000 description 1
- 238000000034 method Methods 0.000 description 1
- BITYAPCSNKJESK-UHFFFAOYSA-N potassiosodium Chemical compound [Na].[K] BITYAPCSNKJESK-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 238000007493 shaping process Methods 0.000 description 1
- 239000000126 substance Substances 0.000 description 1
- 229910052726 zirconium Inorganic materials 0.000 description 1
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)
- 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. 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
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. |