RU2012127788A - Топливный стержень и способ изготовления таблеток для такого стержня - Google Patents
Топливный стержень и способ изготовления таблеток для такого стержня Download PDFInfo
- Publication number
- RU2012127788A RU2012127788A RU2012127788/07A RU2012127788A RU2012127788A RU 2012127788 A RU2012127788 A RU 2012127788A RU 2012127788/07 A RU2012127788/07 A RU 2012127788/07A RU 2012127788 A RU2012127788 A RU 2012127788A RU 2012127788 A RU2012127788 A RU 2012127788A
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- shell
- length
- axis
- truncated
- nuclear fuel
- Prior art date
Links
- 239000000446 fuel Substances 0.000 title claims abstract 14
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 title claims 4
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 claims abstract 13
- 239000008188 pellet Substances 0.000 claims abstract 8
- 239000000463 material Substances 0.000 claims abstract 5
- 229910052778 Plutonium Inorganic materials 0.000 claims abstract 4
- 229910052770 Uranium Inorganic materials 0.000 claims abstract 4
- 229910010293 ceramic material Inorganic materials 0.000 claims abstract 4
- 229910045601 alloy Inorganic materials 0.000 claims abstract 3
- 239000000956 alloy Substances 0.000 claims abstract 3
- 229910001093 Zr alloy Inorganic materials 0.000 claims abstract 2
- 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 abstract 2
- JEGUKCSWCFPDGT-UHFFFAOYSA-N h2o hydrate Chemical compound O.O JEGUKCSWCFPDGT-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract 2
- 239000000203 mixture Substances 0.000 claims abstract 2
- FLDALJIYKQCYHH-UHFFFAOYSA-N plutonium(iv) oxide Chemical class [O-2].[O-2].[Pu+4] FLDALJIYKQCYHH-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract 2
- 239000003870 refractory metal Substances 0.000 claims abstract 2
- 229910000439 uranium oxide Inorganic materials 0.000 claims abstract 2
- 238000000034 method Methods 0.000 claims 2
- 238000005245 sintering Methods 0.000 claims 2
- 238000005453 pelletization Methods 0.000 claims 1
- 239000000843 powder Substances 0.000 claims 1
- 238000002360 preparation method Methods 0.000 claims 1
- 238000003825 pressing Methods 0.000 claims 1
- 125000006850 spacer group Chemical group 0.000 claims 1
- 229910052720 vanadium Inorganic materials 0.000 claims 1
- LEONUFNNVUYDNQ-UHFFFAOYSA-N vanadium atom Chemical compound [V] LEONUFNNVUYDNQ-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims 1
Classifications
-
- 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
-
- 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
- G21C3/06—Casings; Jackets
-
- 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
- G21C3/18—Internal spacers or other non-active material within the casing, e.g. compensating for expansion of fuel rods or for compensating excess reactivity
-
- 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
- G21C3/045—Pellets
- G21C3/048—Shape of pellets
-
- 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
- G21C3/06—Casings; Jackets
- G21C3/07—Casings; Jackets characterised by their material, e.g. alloys
-
- 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
- G21C3/60—Metallic fuel; Intermetallic dispersions
-
- 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)
- Manufacturing & Machinery (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
1. Топливный стержень (1), расположенный в продольном направлении (XX'), содержащий большое количество таблеток (6) ядерного топлива, уложенных одна на другую, и оболочку (2), изготовленную из материала, прозрачного для нейтронов, окружающую столб таблеток, при этом в сечении, проходящем поперек продольного направления (XX'),:- оболочка имеет по существу эллиптическую форму, а внутренняя поверхность (200) имеет большую ось длиной 2×а и малую ось длиной 2×b,- каждая таблетка (6) ядерного топлива выполнена эллиптической формы, усеченной на концах большой оси оболочки, при этом малая ось каждой таблетки имеет длину 2×b' равную длине 2×b малой оси внутренней поверхности оболочки за вычетом из нее величины сборочного зазора j, образованного между таблетками и оболочкой, при этом разность половины длины усеченной большой оси таблеток и половины длины большой оси оболочки (с-а) намного больше, чем указанный сборочный зазор j.2. Топливный стержень по п.1, в котором сборочный зазор j между таблетками и оболочкой по длине усеченной главной оси 2×с меньше или равен 10% длины большой оси 2×а внутренней поверхности оболочки.3. Топливный стержень п.1 или 2 для водоводяного энергетического реактора (ВВЭР), оболочка которого выполнена из сплава циркония или сплава М5 (ZrNbO), а таблетки ядерного топлива выполнены из керамических материалов, таких как UO, (U, Pu)Oили из смесей на основе оксида урана и переработанных оксидов плутония.4. Топливный стержень по п.1 или 2 для газоохлаждаемых ядерных реакторов на быстрых нейтронах (БР), в котором оболочка выполнена из жаростойкого огнеупорного или наполовину огнеупорного металлического материала, подобного, например
Claims (9)
1. Топливный стержень (1), расположенный в продольном направлении (XX'), содержащий большое количество таблеток (6) ядерного топлива, уложенных одна на другую, и оболочку (2), изготовленную из материала, прозрачного для нейтронов, окружающую столб таблеток, при этом в сечении, проходящем поперек продольного направления (XX'),:
- оболочка имеет по существу эллиптическую форму, а внутренняя поверхность (200) имеет большую ось длиной 2×а и малую ось длиной 2×b,
- каждая таблетка (6) ядерного топлива выполнена эллиптической формы, усеченной на концах большой оси оболочки, при этом малая ось каждой таблетки имеет длину 2×b' равную длине 2×b малой оси внутренней поверхности оболочки за вычетом из нее величины сборочного зазора j, образованного между таблетками и оболочкой, при этом разность половины длины усеченной большой оси таблеток и половины длины большой оси оболочки (с-а) намного больше, чем указанный сборочный зазор j.
2. Топливный стержень по п.1, в котором сборочный зазор j между таблетками и оболочкой по длине усеченной главной оси 2×с меньше или равен 10% длины большой оси 2×а внутренней поверхности оболочки.
3. Топливный стержень п.1 или 2 для водоводяного энергетического реактора (ВВЭР), оболочка которого выполнена из сплава циркония или сплава М5 (ZrNbO), а таблетки ядерного топлива выполнены из керамических материалов, таких как UO2, (U, Pu)O2 или из смесей на основе оксида урана и переработанных оксидов плутония.
4. Топливный стержень по п.1 или 2 для газоохлаждаемых ядерных реакторов на быстрых нейтронах (БР), в котором оболочка выполнена из жаростойкого огнеупорного или наполовину огнеупорного металлического материала, подобного, например, сплавам на основе ванадия, или из пластичных керамических материалов, таких, например, как Ti3SiC2, относящихся к классу МАХ фаз, а топливные таблетки выполнены из керамических материалов подобных (U, Рu) С, (U, Рu)O2.
5. Тепловыделяющая сборка с ядерным топливом, содержащая большое количество топливных стержней по любому из пп.1-4, размещенных вместе в дистанционирующей решетке.
6. Таблетка (6) ядерного топлива, расположенная в продольном направлении (XX') и в сечении, проходящем поперек продольного направления (XX'), имеющая по существу усеченную эллиптическую форму с усеченной большой осью.
7. Способ изготовления таблетки (6) ядерного топлива высотой Н в продольном направлении (XX') и в сечении, проходящем поперек продольного направления (XX'), имеющей по существу усеченную эллиптическую форму с усеченной большой осью длиной 2·с и малой осью длиной 2·b', при этом в способе осуществляют следующие этапы:
- приготовление порошка ядерного топлива на этапе так называемого пеллетирования,
- прессование порошкообразного ядерного топлива по контуру сырой таблетки, осуществляемое в ряде матриц высотой Н, выполненных с усеченным эллиптическим поперечным сечением с длиной большой оси 2·с и длиной малой оси 2·b',
- спекание прессованной топливной таблетки.
8. Способ изготовления по п.7, в котором соотношение Н/(2·с) между высотой Н и длиной 2·с большой оси равно, по меньшей мере, 1,2.
9. Способ укладки таблеток (6) ядерного топлива в оболочку (2), изготовленную из материала, прозрачного для нейтронов, таким образом, чтобы получить топливный стержень, в котором таблетки ядерного топлива после их спекания, изготовленные непосредственно с использованием способа изготовления по п.7 или 8, укладывают внутрь оболочки, имеющей по существу эллиптическую форму, при этом малая ось внутренней поверхности оболочки имеет длину 2·b за вычетом сборочного зазора j равную длине 2·b' малой оси таблеток, при этом разность половины длины усеченной большой оси таблеток и половины длины большой оси оболочки (с-а) намного больше, чем указанный сборочный зазор j.
Applications Claiming Priority (3)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| FR0958661A FR2953637B1 (fr) | 2009-12-04 | 2009-12-04 | Crayon de combustible nucleaire et procede de fabrication de pastilles d'un tel crayon |
| FR0958661 | 2009-12-04 | ||
| PCT/EP2010/068611 WO2011067274A1 (fr) | 2009-12-04 | 2010-12-01 | Crayon de combustible nucléaire et procédé de fabrication de pastilles d'un tel crayon |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2012127788A true RU2012127788A (ru) | 2014-01-10 |
| RU2546971C2 RU2546971C2 (ru) | 2015-04-10 |
Family
ID=42333340
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2012127788/07A RU2546971C2 (ru) | 2009-12-04 | 2010-12-01 | Топливный стержень и способ изготовления таблеток для такого стержня |
Country Status (9)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US9406410B2 (ru) |
| EP (1) | EP2507796B1 (ru) |
| JP (1) | JP5964753B2 (ru) |
| KR (1) | KR101730058B1 (ru) |
| CN (1) | CN102770921A (ru) |
| ES (1) | ES2534470T3 (ru) |
| FR (1) | FR2953637B1 (ru) |
| RU (1) | RU2546971C2 (ru) |
| WO (1) | WO2011067274A1 (ru) |
Families Citing this family (15)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| FR3005046B1 (fr) | 2013-04-29 | 2015-05-15 | Commissariat Energie Atomique | Nouveau materiau a base d'uranium, de gadolinium et d'oxygene et son utilisation comme poison neutronique consommable |
| RU2527426C1 (ru) * | 2013-06-28 | 2014-08-27 | Борис Федорович Титов | Твэл ядерного реактора |
| RU2684645C2 (ru) * | 2014-04-14 | 2019-04-11 | Эдвансед Реактор Консептс Ллк | Керамическое ядерное топливо, диспергированное в матрице из металлического сплава |
| AU2016361156B2 (en) * | 2015-08-27 | 2021-07-01 | Terrapower, Llc | Fuel element with multi-smear density fuel |
| CN107393688A (zh) * | 2016-05-16 | 2017-11-24 | 深圳市京泉华科技股份有限公司 | 磁芯及具该磁芯的电感装置 |
| CN111316372A (zh) * | 2017-12-22 | 2020-06-19 | 泰拉能源公司 | 环形金属核燃料及其制造方法 |
| RU2691628C1 (ru) * | 2018-09-03 | 2019-06-17 | Акционерное общество "Высокотехнологический научно-исследовательский институт неорганических материалов имени академика А.А. Бочвара" | Твэл ядерного реактора |
| CN109461509B (zh) * | 2018-09-29 | 2020-11-10 | 中广核研究院有限公司 | 惰性基体弥散燃料芯块及其制备方法 |
| CN109583022B (zh) * | 2018-10-29 | 2020-06-23 | 中广核研究院有限公司 | 燃料棒包壳蠕变有限长管修正方法的建立方法 |
| US11935662B2 (en) * | 2019-07-02 | 2024-03-19 | Westinghouse Electric Company Llc | Elongate SiC fuel elements |
| WO2022077014A1 (en) * | 2020-10-07 | 2022-04-14 | Westinghouse Electric Company Llc | Coated fuel pellets with enhanced water and steam oxidation resistance |
| CN114188056B (zh) * | 2021-12-03 | 2024-02-20 | 中国原子能科学研究院 | 燃料芯块操作装置及方法 |
| CN114913997A (zh) * | 2022-03-31 | 2022-08-16 | 中广核研究院有限公司 | 控制棒及控制棒组件 |
| CN114752749B (zh) * | 2022-04-18 | 2023-02-28 | 西安交通大学 | 一种提高包壳材料在快中子辐照环境中耐受能力的方法 |
| CN115132379A (zh) * | 2022-07-08 | 2022-09-30 | 中国核动力研究设计院 | 一种采用难熔金属基的弥散微封装棒状燃料元件及反应堆 |
Family Cites Families (18)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| BE580274A (ru) * | 1958-07-02 | |||
| BE615521A (ru) * | 1962-03-09 | |||
| GB1271644A (en) | 1968-07-24 | 1972-04-19 | Atomic Energy Authority Uk | Improvements in nuclear fuel elements |
| US3575803A (en) * | 1968-08-08 | 1971-04-20 | Atomic Energy Commission | Reactor fueling method |
| DE2152132A1 (de) * | 1971-10-20 | 1973-04-26 | Siemens Ag | Kernreaktorbrennstab |
| JPS5135884A (ru) * | 1974-09-20 | 1976-03-26 | Hitachi Ltd | |
| JPS58142293A (ja) * | 1982-02-19 | 1983-08-24 | 動力炉・核燃料開発事業団 | 核燃料棒 |
| FR2639463B1 (fr) | 1988-11-22 | 1990-12-21 | Commissariat Energie Atomique | Crayon d'element combustible pour reacteur nucleaire refroidi a l'eau |
| JPH04164291A (ja) | 1990-10-29 | 1992-06-09 | Toshiba Corp | 原子炉用制御棒 |
| JP3726367B2 (ja) * | 1996-08-09 | 2005-12-14 | 三菱マテリアル株式会社 | 軽水炉用燃料棒およびその製造方法 |
| DE19636563C1 (de) * | 1996-09-09 | 1998-03-26 | Siemens Ag | Kernreaktor-Brennelemente mit hohem Abbrand und Verfahren zu ihrer Fertigung |
| JPH11202073A (ja) * | 1998-01-12 | 1999-07-30 | Toshiba Corp | 核燃料ペレットの製造方法 |
| FR2861888B1 (fr) * | 2003-10-29 | 2008-02-29 | Franco Belge Combustibles | Procede de fabrication de pastilles de combustible nucleaire |
| RU2275700C2 (ru) * | 2004-05-25 | 2006-04-27 | Открытое акционерное общество "Новосибирский завод химконцентратов" | Способ изготовления таблетированного ядерного топлива |
| JP4138763B2 (ja) * | 2005-02-28 | 2008-08-27 | 三菱重工業株式会社 | 加圧水型原子炉の燃料集合体及び燃料集合体の設計方法 |
| JP4697938B2 (ja) * | 2005-04-04 | 2011-06-08 | 原子燃料工業株式会社 | 高温ガス炉用被覆燃料粒子の製造法 |
| FR2889765B1 (fr) | 2005-08-10 | 2011-06-24 | Commissariat Energie Atomique | Element combustible de type plaque macrostructuree |
| KR100794071B1 (ko) * | 2006-12-05 | 2008-01-10 | 한국원자력연구원 | 핵연료 소결체의 제조 방법 |
-
2009
- 2009-12-04 FR FR0958661A patent/FR2953637B1/fr not_active Expired - Fee Related
-
2010
- 2010-12-01 ES ES10787098.2T patent/ES2534470T3/es active Active
- 2010-12-01 JP JP2012541482A patent/JP5964753B2/ja not_active Expired - Fee Related
- 2010-12-01 CN CN2010800631738A patent/CN102770921A/zh active Pending
- 2010-12-01 RU RU2012127788/07A patent/RU2546971C2/ru not_active IP Right Cessation
- 2010-12-01 KR KR1020127017231A patent/KR101730058B1/ko active IP Right Grant
- 2010-12-01 WO PCT/EP2010/068611 patent/WO2011067274A1/fr active Application Filing
- 2010-12-01 EP EP10787098.2A patent/EP2507796B1/fr not_active Not-in-force
- 2010-12-01 US US13/513,849 patent/US9406410B2/en not_active Expired - Fee Related
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| US20120321031A1 (en) | 2012-12-20 |
| US9406410B2 (en) | 2016-08-02 |
| CN102770921A (zh) | 2012-11-07 |
| KR20120093410A (ko) | 2012-08-22 |
| WO2011067274A1 (fr) | 2011-06-09 |
| RU2546971C2 (ru) | 2015-04-10 |
| FR2953637A1 (fr) | 2011-06-10 |
| ES2534470T3 (es) | 2015-04-23 |
| JP2013513099A (ja) | 2013-04-18 |
| EP2507796B1 (fr) | 2015-01-07 |
| EP2507796A1 (fr) | 2012-10-10 |
| KR101730058B1 (ko) | 2017-05-11 |
| JP5964753B2 (ja) | 2016-08-03 |
| FR2953637B1 (fr) | 2012-03-23 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| RU2012127788A (ru) | Топливный стержень и способ изготовления таблеток для такого стержня | |
| JP6000403B2 (ja) | 燃料アッセンブリ | |
| EP3032541A1 (en) | A fuel element and a method of manufacturing a fuel element for a fuel assembly of a nuclear reactor | |
| EP2345040B1 (en) | Nuclear reactor green and sintered fuel pellets, corresponding fuel rod and fuel assembly | |
| JP2013513099A5 (ru) | ||
| Savchenko et al. | Fuel of novel generation for PWR and as alternative to MOX fuel | |
| RU2639712C2 (ru) | Тепловыделяющая сборка для ядерного реактора | |
| WO2018206234A1 (en) | A nuclear fuel pellet, a fuel rod, and a fuel assembly | |
| Pioro et al. | Current status of electricity generation at nuclear power plants | |
| JP2006017716A (ja) | 原子炉における窒素同位体濃縮アクチニド燃料の使用 | |
| JP5006233B2 (ja) | トリウム系核燃料を用いた増殖可能な核燃料集合体。 | |
| JP2000019280A (ja) | 軽水冷却型原子炉の炉心および同原子炉の運転方法 | |
| Somers | Minor actinide bearing fuels: Fabrication and irradiation experience in Europe | |
| Savchenko et al. | Peculiarities of fuel cycle with advanced composite fuel for thermal reactors | |
| KR102089039B1 (ko) | 토륨 기반 열외중성자로 노심 및 이를 구비한 원자로 | |
| US8953736B2 (en) | Exposure boost zone for boiling water reactor nuclear bundles | |
| Kim et al. | Neutronics feasibility of simple and dry recycling technologies for a self-sustainable breed-and-burn fast reactor | |
| Goto et al. | Study on Pu-burner High Temperature Gas-cooled Reactor in Japan–Design Study of Fuel and Reactor Core | |
| Crawford | Introduction to fuel cycle front end: From mining through utilization | |
| JP2017072480A (ja) | 燃料ペレット、核燃料棒、燃料集合体、及び燃料ペレットの製造方法 | |
| Snead et al. | Technology Implementation Plan. Fully Ceramic Microencapsulated Fuel for Commercial Light Water Reactor Application | |
| Horhoianu et al. | Irradiation Behaviour of PHWR Type Fuel Elements Containing UO2 and (Th, U) O2 Pellets | |
| KR100597388B1 (ko) | 중성자를 효과적으로 감속시키기 위한 핵연료집합체 | |
| JP6203067B2 (ja) | 高速炉用燃料集合体および高速炉炉心 | |
| Sudreau et al. | Oxide fuels and targets for transmutation |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| MM4A | The patent is invalid due to non-payment of fees |
Effective date: 20181202 |