RU2014120425A - Способ получения ядерного топлива с высокой загрузкой низко-обогащенного урана и соответствующее ядерное топливо - Google Patents
Способ получения ядерного топлива с высокой загрузкой низко-обогащенного урана и соответствующее ядерное топливо Download PDFInfo
- Publication number
- RU2014120425A RU2014120425A RU2014120425/07A RU2014120425A RU2014120425A RU 2014120425 A RU2014120425 A RU 2014120425A RU 2014120425/07 A RU2014120425/07 A RU 2014120425/07A RU 2014120425 A RU2014120425 A RU 2014120425A RU 2014120425 A RU2014120425 A RU 2014120425A
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- mass
- ual
- phase
- core
- aluminum
- Prior art date
Links
- 229910052770 Uranium Inorganic materials 0.000 title claims abstract 15
- JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N uranium(0) Chemical compound [U] JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N 0.000 title claims abstract 15
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 title claims abstract 10
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 title claims abstract 6
- 238000000034 method Methods 0.000 claims abstract 20
- XAGFODPZIPBFFR-UHFFFAOYSA-N aluminium Chemical compound [Al] XAGFODPZIPBFFR-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract 12
- 229910052782 aluminium Inorganic materials 0.000 claims abstract 12
- 239000000203 mixture Substances 0.000 claims abstract 10
- 239000000155 melt Substances 0.000 claims abstract 9
- 229910000838 Al alloy Inorganic materials 0.000 claims abstract 6
- 229910045601 alloy Inorganic materials 0.000 claims abstract 4
- 239000000956 alloy Substances 0.000 claims abstract 4
- 238000007789 sealing Methods 0.000 claims abstract 4
- 229910001093 Zr alloy Inorganic materials 0.000 claims abstract 3
- AZDRQVAHHNSJOQ-UHFFFAOYSA-N alumane Chemical class [AlH3] AZDRQVAHHNSJOQ-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract 3
- 229910001055 inconels 600 Inorganic materials 0.000 claims abstract 3
- 239000000463 material Substances 0.000 claims abstract 3
- 239000010935 stainless steel Substances 0.000 claims abstract 3
- 229910001220 stainless steel Inorganic materials 0.000 claims abstract 3
- 229910001257 Nb alloy Inorganic materials 0.000 claims abstract 2
- 238000002844 melting Methods 0.000 claims abstract 2
- 230000008018 melting Effects 0.000 claims abstract 2
- 239000000843 powder Substances 0.000 claims 5
- 238000005096 rolling process Methods 0.000 claims 2
- 238000005056 compaction Methods 0.000 claims 1
- 238000005245 sintering Methods 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
- G21C3/42—Selection of substances for use as reactor fuel
- G21C3/58—Solid reactor fuel Pellets made of fissile material
- G21C3/60—Metallic fuel; Intermetallic dispersions
-
- B—PERFORMING OPERATIONS; TRANSPORTING
- B22—CASTING; POWDER METALLURGY
- B22F—WORKING METALLIC POWDER; MANUFACTURE OF ARTICLES FROM METALLIC POWDER; MAKING METALLIC POWDER; APPARATUS OR DEVICES SPECIALLY ADAPTED FOR METALLIC POWDER
- B22F3/00—Manufacture of workpieces or articles from metallic powder characterised by the manner of compacting or sintering; Apparatus specially adapted therefor ; Presses and furnaces
- B22F3/10—Sintering only
-
- B—PERFORMING OPERATIONS; TRANSPORTING
- B22—CASTING; POWDER METALLURGY
- B22F—WORKING METALLIC POWDER; MANUFACTURE OF ARTICLES FROM METALLIC POWDER; MAKING METALLIC POWDER; APPARATUS OR DEVICES SPECIALLY ADAPTED FOR METALLIC POWDER
- B22F5/00—Manufacture of workpieces or articles from metallic powder characterised by the special shape of the product
-
- B—PERFORMING OPERATIONS; TRANSPORTING
- B22—CASTING; POWDER METALLURGY
- B22F—WORKING METALLIC POWDER; MANUFACTURE OF ARTICLES FROM METALLIC POWDER; MAKING METALLIC POWDER; APPARATUS OR DEVICES SPECIALLY ADAPTED FOR METALLIC POWDER
- B22F9/00—Making metallic powder or suspensions thereof
- B22F9/02—Making metallic powder or suspensions thereof using physical processes
- B22F9/04—Making metallic powder or suspensions thereof using physical processes starting from solid material, e.g. by crushing, grinding or milling
-
- 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
-
- 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
- G21G—CONVERSION OF CHEMICAL ELEMENTS; RADIOACTIVE SOURCES
- G21G4/00—Radioactive sources
- G21G4/04—Radioactive sources other than neutron sources
- G21G4/06—Radioactive sources other than neutron sources characterised by constructional features
- G21G4/08—Radioactive sources other than neutron sources characterised by constructional features specially adapted for medical application
-
- 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
-
- 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
- Y10—TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC
- Y10T—TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER US CLASSIFICATION
- Y10T29/00—Metal working
- Y10T29/49—Method of mechanical manufacture
- Y10T29/49826—Assembling or joining
- Y10T29/49828—Progressively advancing of work assembly station or assembled portion of work
Landscapes
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Physics & Mathematics (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- Manufacturing & Machinery (AREA)
- Mechanical Engineering (AREA)
- Dispersion Chemistry (AREA)
- Chemical & Material Sciences (AREA)
- Metallurgy (AREA)
- Powder Metallurgy (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
- Gasket Seals (AREA)
- Application Of Or Painting With Fluid Materials (AREA)
- Solid Fuels And Fuel-Associated Substances (AREA)
Abstract
1. Способ изготовления ядерного топлива (1), включающий стадии:- изготовления сердечника (3), содержащего алюминий и низко-обогащенный уран; и- герметизации указанного сердечника в оболочке (5);где сердечник (3) имеет загрузку низко-обогащенного урана строго выше 3,0 гU/сми содержит менее 10% масс. фазы алюминия и/или соединений алюминия, отличных от фазы UAl, фазы UАlи фазы UAl.2. Способ по п. 1, в котором оболочка (5) содержит один или несколько материалов, выбранных из алюминиевого сплава, циркониевого сплава, такого как циркалой-2, циркалой-4 или сплав Zr-Nb, сплава на основе Ni, например сплава 600, нержавеющей стали, такой как AISI 304L или AISI 316L.3. Способ по п. 2, в котором оболочка (5) представляет собой алюминиевый сплав, содержащий более 95% масс. алюминия.4. Способ по любому из пп. 1-3, в котором сердечник (3) содержит более 80% масс. смеси фазы UАlи фазы UAl, причем массовая доля фазы UАlв указанной смеси равна 50% или выше.5. Способ по любому из пп. 1-3, в котором сердечник (3) содержит более 80% масс. фазы UAl.6. Способ по любому из пп. 1-3, в котором сердечник (3) содержит более 50% масс. фазы UAl, предпочтительно более 80% масс. фазы UAl.7. Способ по любому из пп. 1-3, в котором стадия получения указанного сердечника (3) включает подстадию плавления низко-обогащенного урана и алюминия в печи для формирования расплава, причем доля низко-обогащенного урана в расплаве равна 68% масс. или выше и 82% масс. или меньше.8. Способ по п. 7, в котором доля низко-обогащенного урана в расплаве равна 71% масс. или выше и 75% масс. или меньше и в котором сердечник (3) содержит более 80% масс. смеси фазы UАlи фазы UAl, причем массовая доля фазы UАlв указанной смеси равна 50% или выше.9. Способ по п. 7, в котором доля ни
Claims (19)
1. Способ изготовления ядерного топлива (1), включающий стадии:
- изготовления сердечника (3), содержащего алюминий и низко-обогащенный уран; и
- герметизации указанного сердечника в оболочке (5);
где сердечник (3) имеет загрузку низко-обогащенного урана строго выше 3,0 гU/см3 и содержит менее 10% масс. фазы алюминия и/или соединений алюминия, отличных от фазы UAl2, фазы UАl3 и фазы UAl4.
2. Способ по п. 1, в котором оболочка (5) содержит один или несколько материалов, выбранных из алюминиевого сплава, циркониевого сплава, такого как циркалой-2, циркалой-4 или сплав Zr-Nb, сплава на основе Ni, например сплава 600, нержавеющей стали, такой как AISI 304L или AISI 316L.
3. Способ по п. 2, в котором оболочка (5) представляет собой алюминиевый сплав, содержащий более 95% масс. алюминия.
4. Способ по любому из пп. 1-3, в котором сердечник (3) содержит более 80% масс. смеси фазы UАl3 и фазы UAl4, причем массовая доля фазы UАl3 в указанной смеси равна 50% или выше.
5. Способ по любому из пп. 1-3, в котором сердечник (3) содержит более 80% масс. фазы UAl3.
6. Способ по любому из пп. 1-3, в котором сердечник (3) содержит более 50% масс. фазы UAl2, предпочтительно более 80% масс. фазы UAl2.
7. Способ по любому из пп. 1-3, в котором стадия получения указанного сердечника (3) включает подстадию плавления низко-обогащенного урана и алюминия в печи для формирования расплава, причем доля низко-обогащенного урана в расплаве равна 68% масс. или выше и 82% масс. или меньше.
8. Способ по п. 7, в котором доля низко-обогащенного урана в расплаве равна 71% масс. или выше и 75% масс. или меньше и в котором сердечник (3) содержит более 80% масс. смеси фазы UАl3 и фазы UAl4, причем массовая доля фазы UАl3 в указанной смеси равна 50% или выше.
9. Способ по п. 7, в котором доля низко-обогащенного урана в расплаве равна 73% масс. или выше и 75% масс. или меньше и в котором сердечник (3) содержит более 80% масс. фазы UАl3.
10. Способ по п. 6, в котором доля низко-обогащенного урана в расплаве равна 75% масс. или выше и 82% масс. или меньше, предпочтительно равна 78% масс. или выше и 82% масс. или меньше и в котором сердечник (3) содержит более 50% масс. фазы UAl2, предпочтительно более 80% масс. фазы UAl2.
11. Способ по п. 7, в котором стадия получения указанного сердечника (3) включает следующие подстадии:
- получение слитка из расплава;
- измельчение указанного слитка для получения порошка;
- компактирование указанного порошка для изготовления прессованной заготовки; и
- спекание указанной прессованной заготовки для получения сердечника (3).
12. Способ по п. 11, в котором стадия получения указанного сердечника (3) включает:
- перед подстадией компактирования указанного порошка подстадию добавления к указанному порошку алюминия, причем массовая доля алюминия в порошке должна быть равна 10% масс. или меньше.
13. Способ по любому из пп. 1-3, в котором стадия герметизации указанного сердечника (3) в указанной оболочке (5) включает следующие подстадии:
- размещение указанного сердечника (3) в структурных элементах (7, 9) рамы для получения многослойной структуры (11); и
- прокатку многослойной структуры (11) для увеличения длины сердечника (3) вдоль направления прокатки (R) на 1-50%, предпочтительно на 5-30% и более предпочтительно на приблизительно 10%.
14. Ядерное топливо (1), включающее:
- сердечник (3), содержащий алюминий и низко-обогащенный уран; и
- оболочку (5), герметизирующую сердечник (3);
где указанный сердечник (3) имеет загрузку низко-обогащенным ураном строго выше 3,0 гUcм3 и содержит менее 10% масс.алюминия и/или соединений алюминия, отличных от фазы UAl2, фазы и Аl3 и фазы UAl4.
15. Ядерное топливо (1) по п. 14, в котором оболочка (5) содержит один или несколько материалов из алюминиевого сплава, циркониевого сплава, такого как циркалой-2, циркалой-4 или сплав Zr-Nb, сплава на основе Ni, например сплава 600, нержавеющей стали, такой как AISI 304L или AISI 316L.
16. Ядерное топливо (1) по п. 15, в котором оболочка (5) представляет собой алюминиевый сплав, содержащий более 95% масс. алюминия.
17. Ядерное топливо (1) по любому из пп. 14-16, в котором сердечник (3) включает более 80% масс. смеси фаз UAl3 и UAl4, причем массовая доля фазы UAl3 в указанной смеси равна 50% или выше.
18. Ядерное топливо (1) по любому из пп. 14-16, в котором сердечник (3) содержит более 80% масс. фазы UAl3.
19. Ядерное топливо (1) по любому из пп. 14-16, в котором сердечник (3) содержит более 50% масс. фазы UAl2, предпочтительно более 80% масс. фазы UAl2.
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| PCT/IB2011/002957 WO2013057533A1 (en) | 2011-10-21 | 2011-10-21 | Method for producing nuclear fuel products with a high loading of low enriched uranium and corresponding nuclear kernbrennstoff |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2014120425A true RU2014120425A (ru) | 2015-11-27 |
| RU2575869C2 RU2575869C2 (ru) | 2016-02-20 |
Family
ID=
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| EP2769383A1 (en) | 2014-08-27 |
| US20180261346A1 (en) | 2018-09-13 |
| US20150340110A1 (en) | 2015-11-26 |
| CN104054134A (zh) | 2014-09-17 |
| KR20140079497A (ko) | 2014-06-26 |
| HUE039002T2 (hu) | 2018-12-28 |
| AR088394A1 (es) | 2014-05-28 |
| EP2769383B1 (en) | 2018-04-18 |
| US9972408B2 (en) | 2018-05-15 |
| AU2011379288A1 (en) | 2014-05-15 |
| CN104054134B (zh) | 2016-09-07 |
| IN2014DN03008A (ru) | 2015-05-08 |
| US10847275B2 (en) | 2020-11-24 |
| WO2013057533A1 (en) | 2013-04-25 |
| KR101800265B1 (ko) | 2017-11-22 |
| AU2011379288B2 (en) | 2015-09-10 |
| PL2769383T3 (pl) | 2018-10-31 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US9472310B2 (en) | Coated nuclear reactor fuel particles | |
| US10847275B2 (en) | Method for producing nuclear fuel products by cold spraying a core comprising aluminum and low enriched uranium | |
| PH12014502467A1 (en) | Method for producing alloy cast slab for rare earth sintered magnet | |
| RU2012127788A (ru) | Топливный стержень и способ изготовления таблеток для такого стержня | |
| EP2709111A3 (en) | Methods of fabricating metallic fuel from surplus plutonium | |
| CN102304653A (zh) | 一种高塑性双相含钇的镁锂铝合金及其制备方法 | |
| CN102751049A (zh) | 一种Nb3Al超导线材前躯体导线的制作方法 | |
| CN111235564A (zh) | 一种增材制造专用高温合金成分设计方法 | |
| EP0474724A1 (en) | Improvements in materials | |
| Savchenko et al. | Dispersion type zirconium matrix fuels fabricated by capillary impregnation method | |
| Meyer et al. | Irradiation behavior of U6Mn–Al dispersion fuel elements | |
| Kim et al. | Synthesis and characteristics of ternary Be–Ti–V beryllide pebbles as advanced neutron multipliers | |
| CN105420573A (zh) | 高阻尼Mg-Sn-Ce合金及其制备工艺 | |
| CN103103425A (zh) | 耐热镁合金 | |
| CN101985710B (zh) | 多相镁稀土镍系贮氢合金 | |
| CN103789573A (zh) | 一种Zr基Laves相储氢合金及其制备方法 | |
| Savchenko et al. | New concept of designing Pu and MA containing fuel for fast reactors | |
| Kim et al. | Effect of titanium content on mechanical properties and reactivity of titanium beryllide pebbles | |
| CN101967660B (zh) | 共电脱氧法制取Nb3Al超导材料的方法 | |
| Savchenko et al. | Zirconium matrix alloys for uranium-intensive dispersion fuel compositions | |
| US10636533B2 (en) | Alloys for inert matrix fuel compositions, and methods of making the same | |
| Cho et al. | Preliminary Study on High-density LEU Dispersion Targets Using Atomized Uranium-Aluminum Alloy Powder | |
| RU2010144805A (ru) | МИШЕНЬ ДЛЯ НАРАБОТКИ ИЗОТОПА 99Mo | |
| RU132602U1 (ru) | Твэл ядерного реактора | |
| Pitt et al. | An in-situ neutron diffraction study of the ageing of CaNi5Dx at 80 C and 9 bar |