RU2154312C1 - Nuclear reactor fuel element - Google Patents

Nuclear reactor fuel element Download PDF

Info

Publication number
RU2154312C1
RU2154312C1 RU99103128/06A RU99103128A RU2154312C1 RU 2154312 C1 RU2154312 C1 RU 2154312C1 RU 99103128/06 A RU99103128/06 A RU 99103128/06A RU 99103128 A RU99103128 A RU 99103128A RU 2154312 C1 RU2154312 C1 RU 2154312C1
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
fuel
core
alloy
porosity
granules
Prior art date
Application number
RU99103128/06A
Other languages
Russian (ru)
Inventor
В.И. Сорокин
М.И. Солонин
А.В. Ватулин
В.А. Лысенко
Original Assignee
Государственный научный центр Российской Федерации Всероссийский научно-исследовательский институт неорганических материалов им. академика А.А. Бочвара
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Государственный научный центр Российской Федерации Всероссийский научно-исследовательский институт неорганических материалов им. академика А.А. Бочвара filed Critical Государственный научный центр Российской Федерации Всероссийский научно-исследовательский институт неорганических материалов им. академика А.А. Бочвара
Priority to RU99103128/06A priority Critical patent/RU2154312C1/en
Application granted granted Critical
Publication of RU2154312C1 publication Critical patent/RU2154312C1/en

Links

Images

Classifications

    • 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

  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

FIELD: nuclear power engineering; water-moderated reactors. SUBSTANCE: fuel element has sealed cladding and high-melting metal plug, for example that made of stainless steel X16H15M3 or zirconium alloy such as Zr + 1%Nb, or chromium-nickel alloy (20-50% Cr); heat-conducting matrix made of pore- free potting alloy such as Al + 12%Si or Al + 0.5%Ni, or Al + 0.5%Ni + 0.5%Zr + 0.25%Mo that accommodates fuel pellets of uranium oxide (UO2 or U3O8) of 4-33% porosity, size 200-3000 mcm, volume fraction 61-70%. Matrix has no pores. Fuel-element core is tightly bonded to cladding metal. Mentioned factors ensure at least 20 W/m-deg. heat conductivity of fuel core, low level of core working temperatures (maximum 500 C), steady geometry of fuel element throughout long-time operation, and utmost accumulation of fission fragments. Provision is made for controlling porosity margin in fuel pellets, eliminating swelling in the course of long-time service, reducing working temperatures of fuel core. EFFECT: improved reliability and serviceability of fuel element. 3 cl, 4 dwg

Description

Изобретение относится к атомной энергетике и может быть использовано при изготовлении твэлов ядерных реакторов, преимущественно водоводяных. The invention relates to nuclear energy and can be used in the manufacture of fuel rods of nuclear reactors, mainly water-water.

В настоящее время широкое применение в водоводяных энергетических реакторах нашли твэлы контейнерного типа, представляющие собой герметичную цилиндрическую оболочку из циркониевого сплава с расположенным в ней столбом из таблеток диоксида урана. При этом продукты деления, свободно выходящие из топливных таблеток, воздействуют на оболочку. Зазор между таблетками и оболочкой создает термическое сопротивление и приводит к возрастанию температуры сердечника. Указанные факторы снижают работоспособность твэла и технико-экономические показатели активной зоны. Currently, container-type fuel rods, which are a sealed cylindrical zirconium alloy shell with a column of uranium dioxide pellets located in it, are widely used in water-water power reactors. In this case, fission products freely leaving the fuel pellets act on the shell. The gap between the tablets and the shell creates thermal resistance and leads to an increase in core temperature. These factors reduce the performance of the fuel rod and the technical and economic indicators of the active zone.

В отличие от твэлов контейнерного типа, в дисперсионных твэлах делящийся материал находится под герметичной оболочкой в виде частиц, равномерно распределенных в матрице, в качестве которой часто при меняются металлы: алюминий и его сплавы, нержавеющая сталь и другие, а в качестве делящихся материалов - оксиды урана и/или плутония. Некоторые сплавы урана и плутония, например, с алюминием и кремнием. Если размер частиц делящегося материала будет не менее 150-200 мкм, металлическая матрица, в которой находятся топливные частицы, практически не подвергается воздействию осколков деления, так как всего 7-10% образовавшихся осколков деления покинут частицы указанного размера, при этом осколки локализуются в узком пояске вокруг топливных частиц и не воздействуют на оболочку [1]. In contrast to container-type fuel rods, in dispersion fuel rods, fissile material is under an airtight envelope in the form of particles uniformly distributed in a matrix, in which metals are often used: aluminum and its alloys, stainless steel and others, and oxides as fissile materials uranium and / or plutonium. Some alloys of uranium and plutonium, for example, with aluminum and silicon. If the particle size of the fissile material is not less than 150-200 microns, the metal matrix in which the fuel particles are located is practically not affected by fission fragments, since only 7-10% of the fission fragments formed will leave particles of the indicated size, while the fragments are localized in a narrow belt around the fuel particles and do not affect the shell [1].

Недостатками известных конструкций дисперсионных твэлов являются применение частиц очень маленьких размеров (менее 200 мкм), небольшая объемная доля делящегося материала в сердечнике, отсутствие компенсационной пористости [2], что снижает технические и экономические показатели зоны. Для сердечников с алюминиевой матрицей, имеющей высокую теплопроводность и радиационную стойкость [1], в известных конструкциях дисперсионных твэлов применяется алюминиевая оболочка. Такие твэлы могут применяться в водоводяных реакторах только с низкими параметрами водяного теплоносителя по температуре и давлению (исследовательских и других) и не применимы в энергетических реакторах. Известные дисперсионные твэлы с матрицей и оболочкой из нержавеющей стали, кроме перечисленных выше недостатков, имеют повышенный захват тепловых нейтронов из-за большого количества нержавеющей стали в активной зоне и невысокую теплопроводность. The disadvantages of the known designs of dispersion fuel elements are the use of particles of very small sizes (less than 200 microns), a small volume fraction of fissile material in the core, the absence of compensatory porosity [2], which reduces the technical and economic indicators of the zone. For cores with an aluminum matrix having high thermal conductivity and radiation resistance [1], an aluminum cladding is used in known designs of dispersion fuel elements. Such fuel elements can be used in water-water reactors only with low parameters of the water coolant in temperature and pressure (research and others) and are not applicable in power reactors. Known dispersion fuel elements with a matrix and a stainless steel cladding, in addition to the disadvantages listed above, have an increased capture of thermal neutrons due to the large amount of stainless steel in the core and low thermal conductivity.

Известен пластинчатый твэл с оболочкой из алюминиевого сплава, используемый в исследовательском реакторе HFIR (США) [1]. Твэл имеет толщину 1,25 мм, длину - 600 мм и ширину - 87,5 мм, объемная доля оксида урана (U3O8) - 18%, обогащение урана - 93% по 235U. Твэл изготовлен способом прокатки.Known plate fuel rod with a shell of aluminum alloy used in the research reactor HFIR (USA) [1]. A fuel rod has a thickness of 1.25 mm, a length of 600 mm and a width of 87.5 mm, a volume fraction of uranium oxide (U 3 O 8 ) is 18%, and uranium enrichment is 93% at 235 U. A fuel rod is made by rolling.

Известен также дисперсионный пластинчатый твэл с оболочкой из алюминиевого сплава 1100. Сердечник твэла представляет собой дисперсию оксида урана UO2 в алюминии, содержащую 32% по объему частиц оксида размером от 75 мкм - 200 мкм с высокой плотностью (96% от теоретической) [3]. Твэлы в виде тонких изогнутых пластин изготавливаются методом горячей прокатки предварительно спрессованных заготовок.Also known is a dispersion plate fuel rod with an 1100 aluminum alloy cladding. A fuel core is a dispersion of uranium oxide UO 2 in aluminum, containing 32% by volume of oxide particles ranging in size from 75 microns to 200 microns with high density (96% of theoretical) [3] . Fuel elements in the form of thin curved plates are made by hot rolling of pre-pressed billets.

Указанный способ изготовления не позволяет получить сердечники с более высоким объемным содержанием гранул оксида урана, а также не позволяет использовать крупные пористые гранулы из-за их разрушения в процессе прокатки. The specified manufacturing method does not allow to obtain cores with a higher volume content of granules of uranium oxide, and also does not allow the use of large porous granules due to their destruction in the rolling process.

Недостатками указанных твэлов являются:
- низкое объемное содержание частиц оксида урана,
- малый размер частиц оксида урана,
- отсутствие пористости в частицах и в сердечнике для компенсации распухания при накоплении осколков деления,
- алюминиевая оболочка твэла не позволяет использовать твэл в энергетических реакторах с высокими параметрами теплоносителя (температурой и давлением).The disadvantages of these fuel rods are:
- low volume content of particles of uranium oxide,
- small particle size of uranium oxide,
- the absence of porosity in the particles and in the core to compensate for swelling during the accumulation of fission fragments,
- the aluminum cladding of a fuel rod does not allow the use of a fuel rod in power reactors with high heat transfer parameters (temperature and pressure).

Наиболее близким к заявляемому является твэл [4] (прототип), включающий герметичную оболочку с заглушками, в которой размещен топливный сердечник, состоящий из частиц на основе соединения урана и алюминия - UAl3, либо соединения урана, алюминия и кремния - U(Al, Si)3, находящихся в алюминиевом сплаве, при этом сердечник содержит фазу кристаллического кремния в количестве от 3 до 30% от объема сердечника. Металлургический контакт оболочки с сердечником достигнут заливкой свободного пространства между частицами, заполняющими оболочку, сплавом на основе алюминия. Представленные в патенте варианты твэлов имеют объемную долю топливных частиц максимально 61% и не имеют пористости для компенсации распухания при накоплении продуктов деления.Closest to the claimed is a fuel rod [4] (prototype), including a sealed shell with plugs, in which is placed a fuel core consisting of particles based on a compound of uranium and aluminum - UAl 3 , or a compound of uranium, aluminum and silicon - U (Al, Si) 3 , located in an aluminum alloy, the core contains a phase of crystalline silicon in an amount of from 3 to 30% of the core volume. The metallurgical contact of the shell with the core is achieved by filling the free space between the particles filling the shell with an aluminum-based alloy. The fuel element variants presented in the patent have a volume fraction of fuel particles of maximum 61% and do not have porosity to compensate for swelling during the accumulation of fission products.

Недостатками твэла являются
- невысокая объемная доля урана в сердечнике в следствие того, что используемый топливный материал имеет низкое, по сравнению с оксидом, содержание урана (72 мас. % U в UAl3 или U(Al, Si)3 и 88 мас.% U в UО3, 84 мас.% в U3O8), а также невысокую объемную долю топливных частиц в сердечнике (не более 61 об.%);
-отсутствие компенсационной пористости в сердечнике.The disadvantages of a fuel rod are
- a low volume fraction of uranium in the core due to the fact that the fuel material used has a low uranium content compared to oxide (72 wt.% U in UAl 3 or U (Al, Si) 3 and 88 wt.% U in UO 3 , 84 wt.% In U 3 O 8 ), as well as a low volume fraction of fuel particles in the core (not more than 61 vol.%);
- lack of compensatory porosity in the core.

Предлагаемый твэл не имеет перечисленных недостатков. В твэле используется делящийся материал, содержащий оксид урана с содержанием урана от 84-88 мас.% и объемной долей в сердечнике от 61-70%. Твэл сохраняет свои геометрические размеры в процессе длительной эксплуатации при накоплении продуктов деления за счет компенсационной пористости, сосредоточенной в гранулах топливного материала. Используются оболочки из тугоплавких и коррозионно-стойких металлов. Обеспечивается диффузионный контакт оболочки с сердечником путем заливки оболочки с топливными гранулами алюминиевым беспористым сплавом с высокой теплопроводностью и радиационной стойкостью. Это позволяет получить высокую теплотехническую надежность твэла для условий активных зон энергетических реакторов, а также увеличить работоспособность предлагаемого твэла и рабочий цикл активной зоны между перегрузками. The proposed fuel rod does not have the listed disadvantages. The fuel element uses fissile material containing uranium oxide with a uranium content of 84-88 wt.% And a volume fraction in the core of 61-70%. A fuel rod retains its geometric dimensions during long-term operation during the accumulation of fission products due to compensatory porosity concentrated in the granules of the fuel material. Shells made of refractory and corrosion-resistant metals are used. The diffusion contact of the shell with the core is ensured by pouring the shell with fuel granules with an aluminum non-porous alloy with high thermal conductivity and radiation resistance. This allows you to obtain high thermal engineering reliability of the fuel rod for the conditions of the active zones of energy reactors, as well as to increase the efficiency of the proposed fuel rod and the active cycle of the active zone between overloads.

Техническое решение состоит в том, что предлагаемый твэл имеет оболочку из тугоплавких сплавов, таких как аустенитные нержавеющие стали, например, X16H15М3, циркониевые сплавы, например, Zr+1%Nb или никелевые сплавы, например, хромоникелевый сплав (20-50% хрома), в которой размещен топливный сердечник, состоящий из пористых гранул, содержащих оксид урана, и беспористой теплопроводной матрицы из алюминиевого сплава известного состава, причем объемная доля гранул в сердечнике существенно выше, чем в прототипе - от 61 - 70%, размер гранул составляет от 200 - 3000 мкм, при этом гранулы имеют внутреннюю пористость от 4 - 22%. Металлургический контакт сердечника с оболочкой, беспористая металлическая матрица из теплопроводного заливочного алюминиевого сплава, например, Al+12%Si, или Al+05%Ni, или Al+0,5%Ni+0,5%Zr+0,25%Mo, позволяет обеспечить высокую эффективную теплопроводность твэла при коэффициенте теплопроводности сердечника не менее 20 Вт/м • град. Регулируемый запас пористости в топливных гранулах приведенного размера позволяет исключить распухание твэла и значительно снизить воздействие продуктов деления на оболочку твэла при высоких накоплениях, высокая эффективная теплопроводность твэла позволяет снизить уровень рабочих температур в сердечнике твэла (не более 500oC), что в итоге позволяет сохранить геометрические характеристики твэла в процессе длительной эксплуатации и существенно повысить его надежность.The technical solution consists in the fact that the proposed fuel element has a shell of refractory alloys, such as austenitic stainless steels, for example, X16H15M3, zirconium alloys, for example, Zr + 1% Nb, or nickel alloys, for example, chromium-nickel alloy (20-50% chromium) , which houses a fuel core consisting of porous granules containing uranium oxide, and a porous heat-conducting matrix of an aluminum alloy of known composition, and the volume fraction of granules in the core is significantly higher than from the prototype from 61 to 70%, the granule size is from 200 - 3000 microns, while the granules have an internal porosity of 4 to 22%. The metallurgical contact of the core with the shell, a non-porous metal matrix of a heat-conducting cast aluminum alloy, for example, Al + 12% Si, or Al + 05% Ni, or Al + 0.5% Ni + 0.5% Zr + 0.25% Mo , allows to provide high effective thermal conductivity of a fuel rod with a core thermal conductivity of at least 20 W / m • deg. The adjustable porosity margin in the reduced size fuel granules eliminates the swelling of the fuel rod and significantly reduces the effect of fission products on the fuel cladding shell at high accumulations, the high effective thermal conductivity of the fuel element allows to reduce the level of operating temperature in the fuel core (not more than 500 o C), which ultimately allows you to save the geometric characteristics of a fuel element during long-term operation and significantly increase its reliability.

Примеры осуществления. Examples of implementation.

Твэл (фиг. 1) состоит из цилиндрической оболочки 1, изготовленной из нержавеющей стали X16H15M3, заглушек 2, топливного сердечника 3. Сердечник имеет гранулы диоксида урана 5 размером 0,2-1,2 мм, с содержанием урана 87,7 мас.% и пористостью 18%. Объемная доля гранул в сердечнике составляет 67%. В качестве заливочного материала применен алюминиевый (Al+0,5%Ni+0,5%Zr+0,25%Mo) сплав 4. Теплопроводность такого сердечника в зависимости от температуры составляет от 32 до 28 Вт/м • град соответственно при 100 и 500oC.A fuel rod (Fig. 1) consists of a cylindrical shell 1 made of stainless steel X16H15M3, plugs 2, and a fuel core 3. The core has uranium dioxide granules 5 of a size of 0.2-1.2 mm, with a uranium content of 87.7 wt.% and porosity of 18%. The volume fraction of granules in the core is 67%. Aluminum (Al + 0.5% Ni + 0.5% Zr + 0.25% Mo) alloy 4 was used as a filling material. The thermal conductivity of such a core, depending on temperature, is from 32 to 28 W / m • deg, respectively, at 100 and 500 o C.

Твэл (фиг. 2) состоит из наружной 1 и внутренней 6 оболочек, изготовленных из нержавеющей стали X16H15M3, заглушек 2, топливного сердечника 3, который находится в кольцевом зазоре между наружной и внутренней оболочками. Сердечник имеет гранулы диоксида урана 5 размером 0,3- 1,0 мм, с содержанием урана 87,7 мас. % и пористостью 6%. Объемная доля гранул в сердечнике составляет 63%. В качестве заливочного материала используется алюминиевый (Al+0,5%Ni) сплав 4. Теплопроводность такого сердечника в зависимости от температуры составляет от 32 до 30 Вт/м • град соответственно при 100 и 500oC.A fuel rod (Fig. 2) consists of outer 1 and inner 6 shells made of stainless steel X16H15M3, plugs 2, fuel core 3, which is located in the annular gap between the outer and inner shells. The core has granules of uranium dioxide 5 with a size of 0.3-1.0 mm, with a uranium content of 87.7 wt. % and porosity of 6%. The volume fraction of granules in the core is 63%. As the filling material, aluminum (Al + 0.5% Ni) alloy 4 is used. The thermal conductivity of such a core, depending on temperature, is from 32 to 30 W / m • deg, respectively, at 100 and 500 o C.

Твэл (фиг. 3) состоит из оболочки сложной формы 1, изготовленной из циркониевого сплава (Zr+1%Nb), заглушек 2, топливного сердечника 3, содержащего равномерно перемешанные гранулы диоксида урана 5 двух фракций: 0,2-0,4 мм (10-30 об.%) и 2,0-3,0 мм, с содержанием урана 87,7 мас.% и пористостью 22%. Объемная доля гранул диоксида урана в сердечнике составляет 70%. В качестве заливочного материала используется алюминиевый (Al+12%Si) сплав 4. Теплопроводность такого сердечника в зависимости от температуры составляет от 28 до 26 Вт/м • град соответственно при 100 и 500oC.A fuel rod (Fig. 3) consists of a complex shell 1 made of a zirconium alloy (Zr + 1% Nb), plugs 2, a fuel core 3 containing evenly mixed granules of uranium dioxide 5 of two fractions: 0.2-0.4 mm (10-30 vol.%) And 2.0-3.0 mm, with a uranium content of 87.7 wt.% And porosity of 22%. The volume fraction of granules of uranium dioxide in the core is 70%. As the filling material, aluminum (Al + 12% Si) alloy 4 is used. The thermal conductivity of such a core, depending on the temperature, is from 28 to 26 W / m • deg, respectively, at 100 and 500 o C.

Твэл (фиг. 4) состоит из цилиндрической оболочки 1, изготовленной из хромоникелевого сплава (20-50% Cr), заглушек 2, топливного сердечника 3, имеющего гранулы оксида урана 5 (закись-окись-U3O8) размером 0,4-1,6 мм, с содержанием урана 84 мас.% и пористостью 15%. Объемная доля гранул в сердечнике составляет 61%. В качестве заливочного материала используется алюминиевый (Al+12%Si) сплав 4. Теплопроводность такого сердечника в зависимости от температуры составляет от 30 до 28 Вт/м•град соответственно при 100 и 500oC.A fuel rod (Fig. 4) consists of a cylindrical shell 1 made of a chromium-nickel alloy (20-50% Cr), plugs 2, a fuel core 3 having granules of uranium oxide 5 (nitrous oxide-U 3 O 8 ) of size 0.4 -1.6 mm, with a uranium content of 84 wt.% And a porosity of 15%. The volume fraction of granules in the core is 61%. As the filling material, aluminum (Al + 12% Si) alloy 4 is used. The thermal conductivity of such a core, depending on the temperature, is from 30 to 28 W / m • deg, respectively, at 100 and 500 o C.

Таким образом, предлагаемый твэл ядерного реактора обеспечивает получение нового технического результата, состоящего в регулировании запаса пористости в топливных гранулах сердечника, в исключении распухания и сохранении геометрических характеристик твэла в процессе длительной эксплуатации, в снижении уровня рабочих температур сердечника и, тем самым, в повышении надежности и работоспособности твэла. Thus, the proposed fuel rod of a nuclear reactor provides a new technical result, which consists in regulating the porosity reserve in the fuel granules of the core, in eliminating swelling and maintaining the geometric characteristics of the fuel rod during long-term operation, in lowering the level of operating temperatures of the core and, thereby, increasing reliability and the performance of the fuel rod.

Источники информации
1. А.Г.Самойлов, А.И.Каштанов, В.С.Волков. Дисперсионные твэлы т.1, т.2. Москва. Энергоиздат, 1982, т.1, с. 8, с. 26, т.2, с. 26.Sources of information
1. A.G. Samoilov, A.I. Kashtanov, V.S. Volkov. Dispersion fuel rods t. 1, t. 2. Moscow. Energy Publishing, 1982, v. 1, p. 8, p. 26, v. 2, p. 26.

2. А.Г.Самойлов. Тепловыделяющие элементы ядерных реакторов. Москва. Энергоатомиздат. 1985, с.71, 88. 2. A.G. Samoilov. Fuel elements of nuclear reactors. Moscow. Energoatomizdat. 1985, p. 71, 88.

3. R. W. Dayton, E.M.Simons, R.W.Enderbrok. Reactor materials, v.6, N1, 1963, p. 26-27. 3. R. W. Dayton, E. M. Simons, R. W. Enderbrok. Reactor materials, v.6, N1, 1963, p. 26-27.

4. Патент РФ N2061264, G 21 С 3/26, 4 публ. бюлл. 15-1996 (прототип). 4. RF patent N2061264, G 21 C 3/26, 4 publ. bull. 15-1996 (prototype).

Claims (3)

1. Твэл ядерного реактора, состоящий из герметичной оболочки с заглушками, в которой размещен топливный сердечник из делящегося материала в виде частиц, распределенных в металлической матрице, отличающийся тем, что топливный сердечник выполнен в виде гранул из оксида урана, распределенных в металлической матрице и имеющих размер 200 - 3000 мкм, а пористость в пределах 4 - 22%, при этом объемная доля гранул в сердечнике составляет 61 - 70%, а остальной объем занимает беспористый теплопроводный заливочный сплав. 1. A fuel rod of a nuclear reactor, consisting of a sealed shell with plugs, in which a fuel core is made of fissile material in the form of particles distributed in a metal matrix, characterized in that the fuel core is made in the form of granules of uranium oxide distributed in a metal matrix and having the size is 200 - 3000 microns, and the porosity is in the range of 4 - 22%, while the volume fraction of granules in the core is 61 - 70%, and the remaining volume is occupied by a non-porous heat-conducting cast alloy. 2. Твэл по п.1 отличающийся тем, что в качестве беспористого теплопроводного заливочного сплава используют сплав Al + 12%Si, или Al + 0,5%Ni, или Al + 0,5%Ni + 0,5%Zr + 0,25%Мо. 2. A fuel rod according to claim 1, characterized in that an alloy of Al + 12% Si, or Al + 0.5% Ni, or Al + 0.5% Ni + 0.5% Zr + 0 is used as a non-porous heat-conducting casting alloy. , 25% Mo. 3. Твэл по пп.1 и 2, отличающийся тем, что в качестве оболочки используют циркониевый сплав Zr + 1%Nb, нержавеющую сталь типа Х16Н15М3 или хромоникелевый сплав (20 - 50%Cr). 3. A fuel rod according to claims 1 and 2, characterized in that a zirconium alloy Zr + 1% Nb, stainless steel of the type X16H15M3 or a chromium-nickel alloy (20-50% Cr) are used as a shell.
RU99103128/06A 1999-02-16 1999-02-16 Nuclear reactor fuel element RU2154312C1 (en)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU99103128/06A RU2154312C1 (en) 1999-02-16 1999-02-16 Nuclear reactor fuel element

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU99103128/06A RU2154312C1 (en) 1999-02-16 1999-02-16 Nuclear reactor fuel element

Publications (1)

Publication Number Publication Date
RU2154312C1 true RU2154312C1 (en) 2000-08-10

Family

ID=20216027

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU99103128/06A RU2154312C1 (en) 1999-02-16 1999-02-16 Nuclear reactor fuel element

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU2154312C1 (en)

Cited By (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2522744C2 (en) * 2012-01-11 2014-07-20 Российская Федерация, от имени которой выступает Госкорпорация "Росатом" Composite fuel model material with inert porous metal matrix and method for production thereof
RU180840U1 (en) * 2017-12-12 2018-06-28 Акционерное общество "Высокотехнологический научно-исследовательский институт неорганических материалов имени академика А.А. Бочвара" Fuel element of dispersion type
CN111933310A (en) * 2020-06-09 2020-11-13 上海核工程研究设计院有限公司 High-thermal-conductivity uranium dioxide single crystal composite fuel pellet and preparation method thereof
RU2763048C1 (en) * 2021-05-17 2021-12-27 Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" Uranium-based metal ceramic alloy

Cited By (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2522744C2 (en) * 2012-01-11 2014-07-20 Российская Федерация, от имени которой выступает Госкорпорация "Росатом" Composite fuel model material with inert porous metal matrix and method for production thereof
RU180840U1 (en) * 2017-12-12 2018-06-28 Акционерное общество "Высокотехнологический научно-исследовательский институт неорганических материалов имени академика А.А. Бочвара" Fuel element of dispersion type
CN111933310A (en) * 2020-06-09 2020-11-13 上海核工程研究设计院有限公司 High-thermal-conductivity uranium dioxide single crystal composite fuel pellet and preparation method thereof
RU2763048C1 (en) * 2021-05-17 2021-12-27 Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" Uranium-based metal ceramic alloy

Similar Documents

Publication Publication Date Title
JP6319916B2 (en) Fuel assembly
RU2723561C2 (en) Method of producing completely ceramic microencapsulated nuclear fuel
KR101733832B1 (en) Nuclear fuel, nuclear fuel element, nuclear fuel assembly and a method manufacturing nuclear fuel
US2920025A (en) Neutronic reactors
US3255092A (en) Control rods
US4636352A (en) Nuclear fuel rod with burnable plate and pellet-clad interaction fix
JPH01267493A (en) Fuel element having acid resisting cover
RU2154312C1 (en) Nuclear reactor fuel element
US3244599A (en) Fuel element for nuclear reactor
CN113793701A (en) Spiral cross-shaped metal fuel element reactor core
JP2556876B2 (en) Fuel element and fuel assembly
WO2019226240A2 (en) Manufacture of large grain powders with granular coatings
Sundaram et al. Nuclear fuels and development of nuclear fuel elements
KR19990072604A (en) Composite member and fuel assembly using the composite member
CN209822287U (en) Fuel rod for liquid lead bismuth cooling small reactor for reducing PCI effect
RU2125305C1 (en) Nuclear reactor fuel element
Horak et al. Irradiation growth of zirconium-plutonium alloys
US3268410A (en) Radiation reactor
RU112483U1 (en) Nuclear reactor fuel rod
RU2337177C2 (en) Method of fabrication of semi-finished product out of zirconium alloy and implementation of semi-finished product
RU2347289C1 (en) Nuclear reactor fuel element
JPH10260280A (en) Zirconium based alloy, fuel cladding tube and fuel assembly for reactor
JPS62168091A (en) Nuclear reactor
JPH041593A (en) Fuel assembly
RU2178595C2 (en) Nuclear reactor fuel element

Legal Events

Date Code Title Description
MM4A The patent is invalid due to non-payment of fees

Effective date: 20120217