RU2009101019A - Устройства и способы предотвращения критичности при производстве ядерного топлива - Google Patents
Устройства и способы предотвращения критичности при производстве ядерного топлива Download PDFInfo
- Publication number
- RU2009101019A RU2009101019A RU2009101019/07A RU2009101019A RU2009101019A RU 2009101019 A RU2009101019 A RU 2009101019A RU 2009101019/07 A RU2009101019/07 A RU 2009101019/07A RU 2009101019 A RU2009101019 A RU 2009101019A RU 2009101019 A RU2009101019 A RU 2009101019A
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- mixture
- plutonium
- vessel
- containers
- carbide
- Prior art date
Links
- 238000000034 method Methods 0.000 title claims 13
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 title claims 6
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 title claims 4
- 229910052778 Plutonium Inorganic materials 0.000 claims abstract 28
- OYEHPCDNVJXUIW-UHFFFAOYSA-N plutonium atom Chemical compound [Pu] OYEHPCDNVJXUIW-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract 28
- 239000000463 material Substances 0.000 claims abstract 14
- 150000004767 nitrides Chemical class 0.000 claims abstract 14
- 229910052695 Americium Inorganic materials 0.000 claims abstract 5
- 229910052685 Curium Inorganic materials 0.000 claims abstract 5
- 229910052781 Neptunium Inorganic materials 0.000 claims abstract 5
- 229910052768 actinide Inorganic materials 0.000 claims abstract 5
- 150000001255 actinides Chemical class 0.000 claims abstract 5
- LXQXZNRPTYVCNG-UHFFFAOYSA-N americium atom Chemical compound [Am] LXQXZNRPTYVCNG-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract 5
- LFNLGNPSGWYGGD-UHFFFAOYSA-N neptunium atom Chemical compound [Np] LFNLGNPSGWYGGD-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract 5
- 239000008187 granular material Substances 0.000 claims abstract 3
- 239000000843 powder Substances 0.000 claims abstract 3
- 239000000203 mixture Substances 0.000 claims 35
- 230000001681 protective effect Effects 0.000 claims 12
- WZECUPJJEIXUKY-UHFFFAOYSA-N [O-2].[O-2].[O-2].[U+6] Chemical compound [O-2].[O-2].[O-2].[U+6] WZECUPJJEIXUKY-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims 6
- 229910000439 uranium oxide Inorganic materials 0.000 claims 6
- 229910052770 Uranium Inorganic materials 0.000 claims 4
- JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N uranium(0) Chemical compound [U] JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims 4
- 230000005855 radiation Effects 0.000 claims 3
- 239000000654 additive Substances 0.000 claims 2
- SHZGCJCMOBCMKK-KGJVWPDLSA-N beta-L-fucose Chemical compound C[C@@H]1O[C@H](O)[C@@H](O)[C@H](O)[C@@H]1O SHZGCJCMOBCMKK-KGJVWPDLSA-N 0.000 claims 2
- 230000002411 adverse Effects 0.000 claims 1
- 229910052500 inorganic mineral Inorganic materials 0.000 claims 1
- 229910052751 metal Inorganic materials 0.000 claims 1
- 239000002184 metal Substances 0.000 claims 1
- 150000001247 metal acetylides Chemical class 0.000 claims 1
- 239000011707 mineral Substances 0.000 claims 1
- 239000007787 solid Substances 0.000 claims 1
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C19/00—Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
- G21C19/40—Arrangements for preventing occurrence of critical conditions, e.g. during storage
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C21/00—Apparatus or processes specially adapted to the manufacture of reactors or parts thereof
- G21C21/02—Manufacture of fuel elements or breeder elements contained in non-active casings
-
- 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)
- Manufacturing & Machinery (AREA)
- Solid Fuels And Fuel-Associated Substances (AREA)
- Powder Metallurgy (AREA)
- Inorganic Compounds Of Heavy Metals (AREA)
Abstract
1. Сосуд (101, 201, 301, 901) для безопасной переработки, транспортировки, сбора и/или хранения материала предпочтительно в виде порошка, гранул и/или таблеток, который содержит гражданский или оружейный плутоний в виде оксида, карбида и/или нитрида плутония и может содержать другие актиниды, например, америций, нептуний и/или кюрий, характеризующийся тем, что содержит емкость (103, 203, 303, 903) объемом 20-70 л, ограниченную по меньшей мере двумя, по существу, параллельными стенками (102, 104; 202, 204; 302, 304; 902, 904) для вмещения материала, причем эти две стенки (102, 104; 202, 204; 302, 304; 902, 904) расположены на расстоянии e 8-15 см друг от друга. ! 2. Сосуд (101, 201, 901) по п.1, отличающийся тем, что емкость (103, 203, 903) имеет объем 20-50 л и высоту h 30-60 см, а две стенки имеют кольцевую форму, причем одна из стенок (104, 204, 904) является внутренней, а другая стенка (102, 202, 902) - внешней, а каждая из указанных стенок (102, 104; 202, 204; 902, 904) образует, по существу, осесимметричную поверхность, причем эти поверхности являются, по существу, концентрическими, при этом внутренняя стенка ограничивает внутреннюю часть диаметром d 10-30 см. ! 3. Сосуд по п.2, отличающийся тем, что емкость (103) имеет одно отверстие (109) для ввода и извлечения материала, причем, по существу, концентрические поверхности предпочтительно имеют форму, по существу, цилиндра. ! 4. Сосуд по п.2, отличающийся тем, что ось симметрии указанных поверхностей является, по существу, вертикальной, а емкость (203) имеет верхнее отверстие (209) для ввода материала и нижнее отверстие (208) для извлечения материала. ! 5. Сосуд (301) по п.1, отличающийся тем, что емкость (303) имеет объем 40-70 л и форму, по существу, цилиндра, две стенки (302, 304) которого являются, по сущес�
Claims (24)
1. Сосуд (101, 201, 301, 901) для безопасной переработки, транспортировки, сбора и/или хранения материала предпочтительно в виде порошка, гранул и/или таблеток, который содержит гражданский или оружейный плутоний в виде оксида, карбида и/или нитрида плутония и может содержать другие актиниды, например, америций, нептуний и/или кюрий, характеризующийся тем, что содержит емкость (103, 203, 303, 903) объемом 20-70 л, ограниченную по меньшей мере двумя, по существу, параллельными стенками (102, 104; 202, 204; 302, 304; 902, 904) для вмещения материала, причем эти две стенки (102, 104; 202, 204; 302, 304; 902, 904) расположены на расстоянии e 8-15 см друг от друга.
2. Сосуд (101, 201, 901) по п.1, отличающийся тем, что емкость (103, 203, 903) имеет объем 20-50 л и высоту h 30-60 см, а две стенки имеют кольцевую форму, причем одна из стенок (104, 204, 904) является внутренней, а другая стенка (102, 202, 902) - внешней, а каждая из указанных стенок (102, 104; 202, 204; 902, 904) образует, по существу, осесимметричную поверхность, причем эти поверхности являются, по существу, концентрическими, при этом внутренняя стенка ограничивает внутреннюю часть диаметром d 10-30 см.
3. Сосуд по п.2, отличающийся тем, что емкость (103) имеет одно отверстие (109) для ввода и извлечения материала, причем, по существу, концентрические поверхности предпочтительно имеют форму, по существу, цилиндра.
4. Сосуд по п.2, отличающийся тем, что ось симметрии указанных поверхностей является, по существу, вертикальной, а емкость (203) имеет верхнее отверстие (209) для ввода материала и нижнее отверстие (208) для извлечения материала.
5. Сосуд (301) по п.1, отличающийся тем, что емкость (303) имеет объем 40-70 л и форму, по существу, цилиндра, две стенки (302, 304) которого являются, по существу, плоскими, причем емкость (303) ограничена, по существу, цилиндрической третьей стенкой (305) диаметром D от 70 до 90 см, соединяющей две, по существу, плоские стенки (302, 304).
6. Сосуд (301) по п.5, отличающийся тем, что является шаровой мельницей.
7. Защитная камера для переработки материала предпочтительно в виде порошка, гранул и/или таблеток, который содержит гражданский или оружейный плутоний в виде оксида, карбида и/или нитрида плутония и может содержать другие актиниды, например, америций, нептуний или кюрий, имеющая внешнюю границу и основание, отличающаяся тем, что имеет на основании, а также при соответствующих условиях и на внешней границе множество отдельных подкритических промежутков (603) для улавливания просыпанного материала, содержащего плутоний.
8. Защитная камера по п.7, отличающаяся тем, что подкритические промежутки (603) отделены пассивными частями (601), выполненными по меньшей мере частично из металла и предпочтительно заполненными твердым минеральным материалом, поглощающим нейтроны, причем каждый подкритический промежуток (603) ограничен по меньшей мере двумя, по существу, параллельными и вертикальными стенками (602, 604) высотой h 30-50 см, расположенными на расстоянии е 8-12 см друг от друга, а толщина p указанных частей составляет 10-15 см.
9. Защитная камера по любому из пп.7 или 8, отличающаяся тем, что содержит по меньшей мере один сосуд по любому из пп.1-6.
10. Защитная камера по п.9, отличающаяся тем, что эффективный объем подкритических промежутков (603) превышает общий объем по меньшей мере одного сосуда.
11. Завод по производству ядерного топлива, которое содержит смеси оксидов, карбидов и/или нитридов урана и гражданского или оружейного плутония и может содержать другие актиниды, например, америций, нептуний или кюрий, содержащий набор сосудов по любому из пп.1-6, предпочтительно расположенных в группе защитных камер по любому из пп.7-10.
12. Способ изготовления ядерного топлива с использованием смеси, которая содержит оксид, карбид или нитрид урана и гражданский или оружейный плутоний в виде оксида, карбида или нитрида плутония, соответственно, и может содержать другие актиниды, например, америций, нептуний и/или кюрий, характеризующийся тем, что
смесь содержит плутоний с концентрацией, не превышающей максимально гарантированную, и композицией изотопов заданного диапазона;
в процессе изготовления, по существу, вся смесь и любой ее продукт всегда находятся в группе сосудов, размеры которых обеспечивают подкритичность даже при полном заполнении сосудов смесью с максимально гарантированной концентрацией плутония, композицией изотопов заданного диапазона, любой плотностью, вплоть до заданной максимально гарантированной, и при наиболее неблагоприятных условиях отражения и замедления нейтронов.
13. Способ по п.12, характеризующийся тем, что включает в себя дополнительную операцию измельчения материалов.
14. Способ по п.12, характеризующийся тем, что включает в себя по меньшей мере одну дополнительную операцию перемешивания смеси, причем смесь перемешивают с дополнительным количеством оксида, карбида или нитрида урана.
15. Способ по п.13, характеризующийся тем, что включает в себя по меньшей мере одну дополнительную операцию перемешивания смеси, причем смесь перемешивают с дополнительным количеством оксида, карбида или нитрида урана.
16. Способ по п.12, характеризующийся тем, что ядерное топливо таблетизируют, а полученные таблетки предпочтительно спекают.
17. Способ по п.13, характеризующийся тем, что ядерное топливо таблетизируют, а полученные таблетки предпочтительно спекают.
18. Способ по п.14, характеризующийся тем, что ядерное топливо таблетизируют, а полученные таблетки предпочтительно спекают.
19. Способ по любому из пп.12-18, характеризующийся тем, что по меньшей мере одним из сосудов указанной группы сосудов является сосуд по любому из пп.1-6, предпочтительно расположенный в защитной камере по любому из пп.7-10.
20. Способ по любому из пп.12-18, характеризующийся тем, что применяют добавки, замедляющие нейтроны.
21. Способ по п.19, характеризующийся тем, что применяют добавки, замедляющие нейтроны.
22. Способ по любому из пп.12-18 и 21, характеризующийся тем, что смесь получают сухой обработкой, включающей следующие этапы, на которых
контролируют заданную массу и композицию изотопов плутония в виде оксида, карбида или нитрида, содержащегося в партии контейнеров (412);
помещают в защитную камеру (414), например, перчаточный бокс или горячую камеру, группу контейнеров (412), отобранную из данной партии контейнеров (412), для обеспечения лишь достаточного содержания плутония в единичной подкритической порции смеси;
проверяют достаточность количества плутония в группе контейнеров (412), а значит единичной подкритической порции смеси, предпочтительно путем механической проверки заданной массы плутония;
открывают группу контейнеров (412) после их герметичного соединения с разгрузочным устройством, герметично соединенным со смесительным сосудом (101), который также расположен в защитной камере (414);
вводят в смесительный сосуд (101) лишь достаточное количество плутония для данной единичной порции смеси и урана в виде оксида, карбида или нитрида урана;
осуществляют непрерывное и грубое перемешивание смеси в смесительном сосуде (101) механическими способами;
проверяют содержание плутония в порции смеси на выходе, по меньшей мере, путем механической проверки общей массы смеси и проверки ее нейтронного излучения.
23. Способ по п.19, характеризующийся тем, что смесь получают сухой обработкой, включающей следующие этапы, на которых
контролируют заданную массу и композицию изотопов плутония в виде оксида, карбида или нитрида, содержащегося в партии контейнеров (412);
помещают в защитную камеру (414), например, перчаточный бокс или горячую камеру, группу контейнеров (412), отобранную из данной партии контейнеров (412), для обеспечения лишь достаточного содержания плутония в единичной подкритической порции смеси;
проверяют достаточность количества плутония в группе контейнеров (412), а значит, единичной подкритической порции смеси, предпочтительно путем механической проверки заданной массы плутония;
открывают группу контейнеров (412) после их герметичного соединения с разгрузочным устройством, герметично соединенным со смесительным сосудом (101), который также расположен в защитной камере (414);
вводят в смесительный сосуд (101) лишь достаточное количества плутония для данной единичной порции смеси и урана в виде оксида, карбида или нитрида урана;
осуществляют непрерывное и грубое перемешивание смеси в смесительном сосуде (101) механическими способами;
проверяют содержание плутония в порции смеси на выходе, по меньшей мере, путем механической проверки общей массы смеси и проверки ее нейтронного излучения.
24. Способ по п.20, характеризующийся тем, что смесь получают сухой обработкой, включающей следующие этапы, на которых
контролируют заданную массу и композицию изотопов плутония в виде оксида, карбида или нитрида, содержащегося в партии контейнеров (412);
помещают в защитную камеру (414), например, перчаточный бокс или горячую камеру, группу контейнеров (412), отобранную из данной партии контейнеров (412), для обеспечения лишь достаточного содержания плутония в единичной подкритической порции смеси;
проверяют достаточность количества плутония в группе контейнеров (412), а значит единичной подкритической порции смеси, предпочтительно путем механической проверки заданной массы плутония;
открывают группу контейнеров (412) после их герметичного соединения с разгрузочным устройством, герметично соединенным со смесительным сосудом (101), который также расположен в защитной камере (414);
вводят в смесительный сосуд (101) лишь достаточное количество плутония для данной единичной порции смеси и урана в виде оксида, карбида или нитрида урана;
осуществляют непрерывное и грубое перемешивание смеси в смесительном сосуде (101) механическими способами;
проверяют содержание плутония в порции смеси на выходе, по меньшей мере, путем механической проверки общей массы смеси и проверки ее нейтронного излучения.
Applications Claiming Priority (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| EP06115555 | 2006-06-15 | ||
| EP06115555.2 | 2006-06-15 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2009101019A true RU2009101019A (ru) | 2010-07-20 |
| RU2450379C2 RU2450379C2 (ru) | 2012-05-10 |
Family
ID=38603374
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2009101019/07A RU2450379C2 (ru) | 2006-06-15 | 2007-06-14 | Устройства и способы предотвращения критичности при производстве ядерного топлива |
Country Status (6)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US8634514B2 (ru) |
| EP (1) | EP2036097A1 (ru) |
| JP (2) | JP2009540313A (ru) |
| CN (1) | CN101467216B (ru) |
| RU (1) | RU2450379C2 (ru) |
| WO (1) | WO2007144414A1 (ru) |
Families Citing this family (16)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| WO2007144414A1 (en) * | 2006-06-15 | 2007-12-21 | Belgonucleaire Sa | Criticality prevention devices and methods in nuclear fuel production |
| US10280527B2 (en) | 2012-09-13 | 2019-05-07 | Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc | Methods of fabricating metallic fuel from surplus plutonium |
| US9646729B2 (en) * | 2013-01-18 | 2017-05-09 | Westinghouse Electric Company Llc | Laser sintering systems and methods for remote manufacture of high density pellets containing highly radioactive elements |
| US11450442B2 (en) | 2013-08-23 | 2022-09-20 | Global Energy Research Associates, LLC | Internal-external hybrid microreactor in a compact configuration |
| US9881706B2 (en) * | 2013-08-23 | 2018-01-30 | Global Energy Research Associates, LLC | Nuclear powered rotary internal engine apparatus |
| US11557404B2 (en) | 2013-08-23 | 2023-01-17 | Global Energy Research Associates, LLC | Method of using nanofuel in a nanofuel internal engine |
| US9947423B2 (en) | 2013-08-23 | 2018-04-17 | Global Energy Research Associates, LLC | Nanofuel internal engine |
| CN104103328A (zh) * | 2014-06-18 | 2014-10-15 | 中国核电工程有限公司 | 一种圆柱固体结构边缘开孔布置吊篮的溶解器临界安全控制方法 |
| DE102015200657A1 (de) | 2015-01-16 | 2016-08-04 | Mahle International Gmbh | Brennkraftmaschine |
| JP2016040555A (ja) * | 2015-11-02 | 2016-03-24 | 元浩 岡田 | 原子力発電所装置。 |
| CN107845432B (zh) * | 2016-09-20 | 2019-09-17 | 中核四〇四有限公司 | 一种mox球磨粉末混料方法 |
| CN107845433B (zh) * | 2016-09-20 | 2019-09-17 | 中核四〇四有限公司 | 一种mox粉末成形剂与润滑剂添加方法 |
| US10417595B2 (en) | 2017-05-05 | 2019-09-17 | DeHart Consulting, LLC | Time-based, demand-pull production |
| CN108317395B (zh) * | 2017-12-20 | 2019-10-22 | 中核四0四有限公司 | 一种含镎料液转送装置 |
| CN108295990A (zh) * | 2018-01-25 | 2018-07-20 | 中国原子能科学研究院 | 一种核材料粉碎装置 |
| CN108648845B (zh) * | 2018-04-25 | 2024-04-30 | 三门核电有限公司 | 一种含高浓铀探测器用的存储容器、高浓铀探测器的存储方法 |
Family Cites Families (29)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| GB882950A (en) | 1959-01-22 | 1961-11-22 | Atomic Energy Authority Uk | Improvements in or relating to the production of plutonium |
| DE1801414A1 (de) | 1968-10-05 | 1970-05-21 | Alkem Gmbh | Mischvorrichtung fuer pulverfoermige Kernbrennstoffe(A) |
| US3754141A (en) * | 1972-07-12 | 1973-08-21 | Atomic Energy Commission | Shipping and storage container for high power density radioactive materials |
| GB1355737A (en) * | 1972-08-07 | 1974-06-05 | Dubovsky B G Bogatyrev V K Vla | Container for fissionable material |
| US3882313A (en) * | 1972-11-07 | 1975-05-06 | Westinghouse Electric Corp | Concentric annular tanks |
| IT1099436B (it) * | 1977-10-25 | 1985-09-18 | Gen Electric | Contenitore per polveri di combustibile nucleare |
| US4185926A (en) * | 1978-02-28 | 1980-01-29 | Westinghouse Electric Corp. | Safe-geometry pneumatic nuclear fuel powder blender |
| JPS5950393A (ja) | 1982-08-26 | 1984-03-23 | ヌケム・ゲゼルシヤフト・ミツト・ベシユレンクテル・ハフツング | 核分裂性物質溶液を臨界安全に貯蔵するための容器 |
| JPS5940897U (ja) * | 1982-09-08 | 1984-03-15 | 三井造船株式会社 | 核燃料を含む溶液の貯蔵設備における床板構造 |
| DE3314805C2 (de) | 1983-04-23 | 1986-10-16 | Nukem Gmbh, 6450 Hanau | Flachbehälter zur sicheren Handhabung von spaltbarem Material |
| US4535250A (en) * | 1984-05-30 | 1985-08-13 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Container for radioactive materials |
| JPS62173096U (ru) * | 1986-04-22 | 1987-11-04 | ||
| JPH0812277B2 (ja) | 1987-07-08 | 1996-02-07 | 三菱マテリアル株式会社 | 平板型タンクの製造方法 |
| JPH0812271B2 (ja) * | 1989-06-10 | 1996-02-07 | 動力炉・核燃料開発事業団 | 遮蔽物付多層スラブタンク |
| JPH07111472B2 (ja) | 1990-05-26 | 1995-11-29 | 動力炉・核燃料開発事業団 | 核燃料物質の環状貯蔵槽とその中性子遮蔽体 |
| DE4129652A1 (de) | 1991-09-06 | 1993-03-11 | Siemens Ag | Einrichtung zum mechanischen bearbeiten von pulver, insbesondere kernbrennstoffpulver |
| FR2698205B1 (fr) * | 1992-11-19 | 1995-02-03 | Sgn Soc Gen Tech Nouvelle | Cuve de stockage d'une solution active de matières fissiles. |
| JPH07294691A (ja) * | 1994-04-22 | 1995-11-10 | Toshiba Corp | 核燃料物質貯槽 |
| JPH0829596A (ja) * | 1994-07-19 | 1996-02-02 | Toshiba Eng Co Ltd | ドリップトレイ |
| JP3230720B2 (ja) | 1994-09-28 | 2001-11-19 | 三菱マテリアル株式会社 | ウラン・プルトニウム混合酸化物粉末の解砕混合方法及びその装置 |
| FR2738165B1 (fr) | 1995-09-06 | 1997-11-28 | Cogema | Procede et dispositif de dissolution d'un melange d'oxydes d'uranium et de plutonium |
| JP3143854B2 (ja) | 1995-12-27 | 2001-03-07 | 三菱マテリアル株式会社 | 核燃料物質の回収方法及びその装置 |
| JPH10268089A (ja) * | 1997-03-25 | 1998-10-09 | Japan Nuclear Fuel Co Ltd<Jnf> | 核燃料用粉末収納容器 |
| AU2260199A (en) | 1999-01-26 | 2000-08-18 | Belgonucleaire Sa | Method for dry process recycling of mixed (u, pu)o2 oxide nuclear fuel waste |
| JP2003504596A (ja) | 1999-07-02 | 2003-02-04 | ベルゴニュークレール・ソシエテ・アノニム | 非流動性ＵＯ２粉末から（Ｕ，Ｐｕ）Ｏ２混合酸化物核燃料ペレットを製造する方法 |
| CN1880175B (zh) * | 2000-04-25 | 2012-07-04 | 三菱重工业株式会社 | 热扩张成形用金属坯 |
| GB0304884D0 (en) | 2003-03-04 | 2003-04-09 | British Nuclear Fuels Plc | Process for separating metals |
| GB0313581D0 (en) | 2003-06-12 | 2003-07-16 | Rolls Royce Marine Power Opera | A container for fissile material and a method of making the same |
| WO2007144414A1 (en) | 2006-06-15 | 2007-12-21 | Belgonucleaire Sa | Criticality prevention devices and methods in nuclear fuel production |
-
2007
- 2007-06-14 WO PCT/EP2007/055921 patent/WO2007144414A1/en active Application Filing
- 2007-06-14 EP EP07786741A patent/EP2036097A1/en not_active Withdrawn
- 2007-06-14 JP JP2009514806A patent/JP2009540313A/ja active Pending
- 2007-06-14 RU RU2009101019/07A patent/RU2450379C2/ru not_active IP Right Cessation
- 2007-06-14 CN CN2007800218902A patent/CN101467216B/zh active Active
- 2007-06-14 US US12/304,709 patent/US8634514B2/en not_active Expired - Fee Related
-
2012
- 2012-08-06 JP JP2012174043A patent/JP2012255795A/ja active Pending
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| WO2007144414A1 (en) | 2007-12-21 |
| JP2012255795A (ja) | 2012-12-27 |
| RU2450379C2 (ru) | 2012-05-10 |
| CN101467216A (zh) | 2009-06-24 |
| JP2009540313A (ja) | 2009-11-19 |
| CN101467216B (zh) | 2013-07-17 |
| EP2036097A1 (en) | 2009-03-18 |
| US20100061501A1 (en) | 2010-03-11 |
| US8634514B2 (en) | 2014-01-21 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| RU2009101019A (ru) | Устройства и способы предотвращения критичности при производстве ядерного топлива | |
| US20120228788A1 (en) | Method for preparing a porous nuclear fuel based on at least one minor actinide | |
| US9966156B2 (en) | Process for manufacturing a pellet of at least one metal oxide | |
| RU2006118339A (ru) | Способ получения таблеток ядерного топлива | |
| US20070153966A1 (en) | Method for producing ceramic nuclear fuel tablets, device and container for carrying out said method | |
| Prieur et al. | Influence of the Microstructure on the U1-yAmyO2-x (y= 0.1; 0.15) Pellet Macroscopic Swelling | |
| RU2262756C2 (ru) | Способ изготовления таблеток керамического ядерного топлива, устройство для его осуществления и контейнер | |
| JP2013164330A (ja) | 放射性廃棄物の収納容器およびそれを使用した放射性廃棄物の収納方法 | |
| Kascheev et al. | Optimization of RW volumes from reprocessing of SNF from fast reactors. Fractionation options | |
| Smye et al. | Quantification of α-particle radiation damage in zircon | |
| Somers et al. | Inert matrix kernels for actinide incineration in high temperature reactors | |
| JP5922610B2 (ja) | 原子炉の炉内投入用中性子吸収ガラス及び原子炉の炉内投入用中性子吸収材並びにこれらを用いる溶融燃料の管理方法、溶融燃料の取り出し方法及び原子炉の停止方法 | |
| US5932930A (en) | Method for fabricating mixed oxide fuel | |
| RU2785819C1 (ru) | Способ изготовления таблеток смешанного оксидного уран-плутониевого топлива | |
| Mikheyev et al. | Results involving the radiation creep of large grain size Uranium Oxidic fuel at temperatures of 700-1050° in reactors | |
| Long Jr | Fabrication of ORNL fuel irradiated in the Peach Bottom Reactor and postirradiation examination of Recycle Test Elements 7 and 4 | |
| Robinson et al. | ORNL Mark-18A (Mk-18A) Target Material Recovery Program Product Acceptance Criteria | |
| Gestermann | MOSAIK 20 Years of Experience with a Cask System for Transportation, Conditioning and Storage of Radioactive Waste | |
| DANE et al. | The R83 Package: A new Type B (U) Fissile Package for Research Reactor Spent Fuels Transportation in the Netherlands | |
| Lied et al. | THE ZrO $ sub 2$-CaO-UO $ sub 2$ CERAMIC FUEL FABRICATION FOR THE EBWR SPIKED CORE ELEMENTS. Final Report-Metallurgy Program 7.9. 5 | |
| Lance et al. | KEOPS and other VENUS experiments dedicated to the criticality safety of a MOX fuel fabrication facility | |
| Ibragimovna et al. | The importance of recycling in saving the nature | |
| EP0026573A1 (en) | A mixed oxide fuel pellet for use in a nuclear reactor and a method of manufacturing such a pellet | |
| Holt et al. | Quality Assurance in the Manufacture of BeO-UO2 Nuclear Fuel Elements | |
| Istomin et al. | Investigation of Pneumatic-Pulse Removal of Insoluble Fuel-Element Cladding Simulators from RKP-IPT Dissolution Apparatus with a Two-Channel Transport System. |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| MM4A | The patent is invalid due to non-payment of fees |
Effective date: 20200615 |