RU2191436C1 - Oxide material of nuclear reactor molten core catcher - Google Patents
Oxide material of nuclear reactor molten core catcher Download PDFInfo
- Publication number
- RU2191436C1 RU2191436C1 RU2001128176/06A RU2001128176A RU2191436C1 RU 2191436 C1 RU2191436 C1 RU 2191436C1 RU 2001128176/06 A RU2001128176/06 A RU 2001128176/06A RU 2001128176 A RU2001128176 A RU 2001128176A RU 2191436 C1 RU2191436 C1 RU 2191436C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- melt
- nuclear reactor
- oxide material
- oxide
- nuclear
- Prior art date
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
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
Description
Изобретение относится к атомной энергетике, в частности к так называемым жертвенным материалам, предназначенным для обеспечения локализации расплава активной зоны корпусных водоохлаждаемых ядерных реакторов при запроектной аварии. В случае запроектной аварии такой материал, взаимодействуя с высокотемпературным расплавом активной зоны, призван изменить характеристики и свойства расплава, уменьшить образование летучих компонентов, обеспечить удержание и локализацию расплава, а также его захолаживание и стабилизацию. При этом сам жертвенный материал в результате сложных физико-химических процессов постепенно растворяется и прекращает свое существование в первоначальном виде. The invention relates to nuclear energy, in particular to the so-called sacrificial materials, designed to provide localization of the melt in the core of water-cooled reactor vessels in a beyond design basis accident. In the event of a beyond design basis accident, such material, interacting with a high-temperature core melt, is called upon to change the characteristics and properties of the melt, reduce the formation of volatile components, ensure retention and localization of the melt, as well as its cooling and stabilization. Moreover, the sacrificial material itself, as a result of complex physicochemical processes, gradually dissolves and ceases to exist in its original form.
Актуальность разработки жертвенных материалов для устройств локализации расплава активной зоны, образующегося при запроектных авариях на АЭС, стала очевидной после крупных аварий на американской АЭС TMI и на четвертом блоке Чернобыльской АЭС, а также ряда других инцидентов на ядерных энергетических и специальных установках. Создание надежных систем локализации расплава активной зоны ядерного реактора и эффективных жертвенных материалов для их работы во многом определяет в настоящее время будущее атомной энергетики. The relevance of developing sacrificial materials for devices for localizing molten core formed during beyond design basis accidents at nuclear power plants became evident after major accidents at the American TMI nuclear power plant and at the fourth unit of the Chernobyl nuclear power plant, as well as a number of other incidents at nuclear power and special installations. The creation of reliable systems for localizing the melt of the active zone of a nuclear reactor and effective sacrificial materials for their work largely determines the future of nuclear energy.
Разработки и исследования жертвенных материалов, представляющих собой по существу новый класс материалов, имеют ограниченный опыт и базируются из-за невозможности выполнения прямых экспериментов на методах системного проектирования материалов с использованием теоретических расчетов и модельных экспериментов. The development and research of sacrificial materials, which are essentially a new class of materials, have limited experience and are based on the inability to perform direct experiments on the methods of systems designing materials using theoretical calculations and model experiments.
Наиболее изучены в качестве жертвенного материала сталь и железо. Использование стали либо железа способно обеспечить эффективное снижение температуры (захолаживание) сильно перегретой металлической составляющей расплава активной зоны, недопущение кратковременного превышения критической плотности теплового потока на водоохлаждаемых поверхностях теплообменников, внутри которых локализуется расплав активной зоны и размещается жертвенный материал, при выходе на них расплава металлов, уменьшение объемной плотности энерговыделения в металлическом расплаве и, соответственно, уменьшение теплонапряженности работы теплообменников. Это делает железо и сталь незаменимыми жертвенными материалами ловушки расплава активной зоны ядерного реактора. The most studied as a sacrificial material steel and iron. The use of steel or iron can provide an effective temperature reduction (cooling) of a strongly overheated metal component of the core melt, preventing a short-term excess of the critical density of the heat flux on the water-cooled surfaces of heat exchangers, inside which the core melt is localized and sacrificial material is placed, when the metal melt exits on them, a decrease in the bulk density of energy release in a metal melt and, accordingly, a decrease in heat stress of the heat exchangers. This makes iron and steel indispensable sacrificial materials for the trap of the core melt of a nuclear reactor.
Сталь и железо, однако, способны разбавлять только металлическую составляющую расплава активной зоны ядерного реактора. Они не могут влиять на его оксидную часть, где находится основное количество радиоактивных компонентов, не могут обеспечить инверсию металлической и оксидной частей расплава активной зоны ядерного реактора, т.е. всплытие оксидного слоя расплава над металлическим слоем, что является одним из важнейших условий надежной локализации расплава активной зоны. Steel and iron, however, are capable of diluting only the metallic component of the core melt of a nuclear reactor. They cannot affect its oxide part, where the bulk of the radioactive components are located, and cannot ensure the inversion of the metal and oxide parts of the core melt of the nuclear reactor, i.e. surfacing of the oxide layer of the melt above the metal layer, which is one of the most important conditions for reliable localization of the core melt.
Поэтому сталь и железо необходимо применять в сочетании с материалами, способными разбавлять оксидную составляющую расплава активной зоны ядерного реактора. К таким материалам относятся оксиды. Therefore, steel and iron must be used in combination with materials capable of diluting the oxide component of the core melt of a nuclear reactor. Such materials include oxides.
В изобретении [1] в качестве оксидных жертвенных материалов ловушки расплава активной зоны ядерного реактора предложено использовать диоксид кремния (SiО2), оксид алюминия (Аl2О3) и металлургический шлак, представляющий собой смесь оксидов (CaO, SiO2, Аl2O3, FeO). Металлургический шлак, являющийся наиболее близким по совокупности существенных признаков к предлагаемому материалу, выбран в качестве прототипа.In the invention [1], it was proposed to use silicon dioxide (SiO 2 ), alumina (Al 2 O 3 ) and metallurgical slag, which is a mixture of oxides (CaO, SiO 2 , Al 2 O, as oxide sacrificial materials for a melt trap in a nuclear reactor core). 3 , FeO). Metallurgical slag, which is the closest in the aggregate of essential features to the proposed material, is selected as a prototype.
Фактически наиболее близким к предлагаемому материалу является материал на основе шихты по неопубликованной заявке на изобретение [2], содержащий, мас. %: Fе2O3 и/или Fе3O4 46-80, Аl2O3 16-50 и SiO2 1-4. Оксид железа в виде Fе3O4 может частично или полностью заменить Fе2O3 вследствие восстановления Fе2O3 в процессе обжига жертвенного материала. При этом присутствие в данном материале в указанном количестве Fе2O3, либо Fе3O4, либо Fе2O3 и Fе3O4 (в любом соотношении) обеспечивает одинаково высокий эффект локализации расплава активной зоны ядерного реактора.In fact, the closest to the proposed material is a material based on the charge according to the unpublished application for the invention [2], containing, by weight. %: Fe 2 O 3 and / or Fe 3 O 4 46-80, Al 2 O 3 16-50 and SiO 2 1-4. Iron oxide in the form of Fe 3 O 4 can partially or completely replace Fe 2 O 3 due to the reduction of Fe 2 O 3 in the process of firing the sacrificial material. Moreover, the presence of Fe 2 O 3 , or Fe 3 O 4 , or Fe 2 O 3 and Fe 3 O 4 (in any ratio) in this material in the specified amount provides the same high localization effect of the core melt of the nuclear reactor.
Общий недостаток известных оксидных жертвенных материалов состоит в том, что ни один из них не способен оказать определяющего влияния на ядерно-физические свойства расплава, содержащего делящиеся изотопы, и поэтому при некоторых, хотя и маловероятных условиях и геометрии системы существует возможность достижения локальной критичности и надкритичности, т.е. повышение коэффициента размножения нейтронов - К, до значений, равных или больших единицы (К≥1), что не допустимо для работы системы локализации, т.к. может привести к развитию цепной реакции. A common drawback of the known oxide sacrificial materials is that none of them is capable of exerting a decisive influence on the nuclear physical properties of a melt containing fissile isotopes, and therefore, under certain, although unlikely conditions and system geometry, it is possible to achieve local criticality and supercriticality , i.e. increasing the neutron multiplication coefficient - K, to values equal to or greater than unity (K≥1), which is not permissible for the operation of the localization system, since may lead to the development of a chain reaction.
Задачей настоящего изобретения является обеспечение ядерной безопасности расплава активной зоны ядерного реактора без снижения эффективности локализации этого расплава. The objective of the present invention is to ensure nuclear safety of the core melt of a nuclear reactor without reducing the efficiency of localization of this melt.
Эта задача решается тем, что оксидный материал ловушки расплава активной зоны ядерного реактора, включающий Аl2О3, SiO2, дополнительно содержит Fе2O3 и/или Fе3O4 и целевую добавку в виде Gd2O3, либо Еu2O3, либо Sm2О3 при следующем соотношении компонентов, мас. %: Fе2O3 и/или Fе3O4 - 46-80, Аl2О3 - 16-50, SiO2 - 1-4, целевая добавка 0,1-4.This problem is solved in that the oxide material of the trap for the melt of the active zone of a nuclear reactor, including Al 2 O 3 , SiO 2 , additionally contains Fe 2 O 3 and / or Fe 3 O 4 and the target additive in the form of Gd 2 O 3 or Eu 2 O 3 or Sm 2 O 3 in the following ratio of components, wt. %: Fe 2 O 3 and / or Fe 3 O 4 - 46-80, Al 2 O 3 - 16-50, SiO 2 - 1-4, target additive 0.1-4.
Технический результат изобретения состоит в обеспечении глубокой подкритичности расплава активной зоны ядерного реактора, его ядерной безопасности и высокой эффективности локализации. The technical result of the invention is to ensure deep subcriticality of the molten core of a nuclear reactor, its nuclear safety and high localization efficiency.
Достижение указанного технического результата определяется, с одной стороны, способностью оксидов Gd, Eu и Sm локализовываться в оксидной части расплава активной зоны, содержащей основную массу делящихся изотопов, и кристаллизоваться вместе с ней при захолаживании расплава активной зоны ядерного реактора, а с другой стороны, - их способностью эффективно поглощать нейтроны в широком спектре их энергий. The achievement of the indicated technical result is determined, on the one hand, by the ability of the Gd, Eu, and Sm oxides to localize in the oxide part of the core melt containing the bulk of the fissile isotopes and crystallize with it when the core melt cools down, and, on the other hand, their ability to effectively absorb neutrons in a wide range of their energies.
До поступления расплава в ловушку соответствующий оксид (Gd2O3, Еu2O3 или Sm2О3) находится в пределах крупноячеистой структуры, состоящей из блоков жертвенного материала. После растворения жертвенного материала в расплаве активной зоны поглотители нейтронов Gd, либо Eu, либо Sm в виде оксида перейдут в расплав, содержащий делящиеся изотопы, и обеспечат глубокую подкритичность расплава. При затвердевании расплава Gd в виде Gd2O3, Eu в виде Еu2О3 и Sm в виде Sm2О3 кристаллизуются совместно с оксидом урана и основньм количеством делящихся изотопов, что обеспечивает условия, в которых не возможна локальная критичность (надкритичность) системы.Before the melt enters the trap, the corresponding oxide (Gd 2 O 3 , Eu 2 O 3 or Sm 2 O 3 ) is within the coarse-grained structure consisting of blocks of sacrificial material. After the sacrificial material is dissolved in the core melt, the neutron absorbers Gd, either Eu, or Sm in the form of oxide will transfer to the melt containing fissile isotopes and provide a deep subcriticality of the melt. Upon solidification of the Gd melt in the form of Gd 2 O 3 , Eu in the form of Eu 2 O 3 and Sm in the form of Sm 2 O 3 crystallize together with uranium oxide and the majority of fissile isotopes, which provides conditions in which local criticality (supercriticality) is not possible system.
Хотя введение Gd2O3, Еu2О3 или Sm2O3 в состав базового оксидного жертвенного материала позволит получить одинаковый технический результат, предпочтительным все же является использование Gd2O3, содержание которого в жертвенном материале будет находиться в пределах 0,1-0,4 мас.%, что примерно в 10 раз меньше, чем в случае введения Еu2О3 или Sm2О3 (1-4 мас.%).Although the introduction of Gd 2 O 3 , Eu 2 O 3 or Sm 2 O 3 into the base oxide sacrificial material will provide the same technical result, it is preferable to use Gd 2 O 3 , the content of which in the sacrificial material will be in the range of 0.1 -0.4 wt.%, Which is about 10 times less than in the case of the introduction of Eu 2 About 3 or Sm 2 About 3 (1-4 wt.%).
Нижняя граница содержания Gd2O3, Еu2О3 или Sm2О3 обусловлена необходимостью обеспечения значения коэффициента размножения К, гарантирующего подкритичность урансодержащего кориума (К≤0,95). Верхняя граница содержания этих компонентов определяется экономическими соображениями, а именно высокой стоимостью Gd2O3, Еu2О3, Sm2О3.The lower limit of the content of Gd 2 O 3 , Eu 2 O 3 or Sm 2 O 3 is due to the need to ensure the value of the multiplication coefficient K, guaranteeing the subcriticality of the uranium-containing corium (K≤0.95). The upper limit of the content of these components is determined by economic considerations, namely the high cost of Gd 2 O 3 , Eu 2 O 3 , Sm 2 O 3 .
Важную роль в решении задачи ядерной безопасности расплава активной зоны ядерного реактора играет способ введения оксидов Gd, Eu и Sm в оксидный жертвенный материал, который должен обеспечить высокую равномерность распределения этих оксидов в шихте. Предлагаемый материал может быть получен следующим образом. An important role in solving the nuclear safety problem of the core melt of a nuclear reactor is played by the method of introducing Gd, Eu, and Sm oxides into oxide sacrificial material, which should ensure a high uniformity of the distribution of these oxides in the charge. The proposed material can be obtained as follows.
На начальном этапе получения готовят исходные компоненты для последующего смешивания их в соответствующем соотношении (см. примеры в таблице). Далее проводят сухой вибропомол соответствующего исходного оксида (Gd2O3, Еu2O3 или Sm2О3) для получения порошка с размером частиц не более 63 мкм и сухой вибропомол шихты базовой части предлагаемого материала. По достижении размера частиц не более 63 мкм помол шихты приостанавливают. Порошок Gd2O3, Еu2О3 или Sm2О3 смешивают с частью шихты базового состава в соотношении 1/10-1/5. Полученную смесь гомогенизируют, а затем вводят в остальную часть шихты базового материала. В результате двукратного смешивания тонкодисперсный порошок целевой добавки оказывается равномерно распределенным в порошке, содержащем базовые компоненты материала.At the initial stage of preparation, the initial components are prepared for subsequent mixing in the appropriate ratio (see examples in the table). Next, a dry vibrating mill of the corresponding starting oxide (Gd 2 O 3 , Eu 2 O 3 or Sm 2 O 3 ) is carried out to obtain a powder with a particle size of not more than 63 μm and a dry vibrating mill of the charge of the base part of the proposed material. Upon reaching a particle size of not more than 63 μm, the grinding of the mixture is stopped. Powder Gd 2 O 3 , Eu 2 About 3 or Sm 2 About 3 is mixed with part of the mixture of the basic composition in the
Далее осуществляют прессование брикетов с использованием в качестве выгорающей связки 5% водного раствора поливинилового спирта и обжиг при температуре 1280-1300oС с выдержкой 2 часа.Next, briquettes are pressed using a 5% aqueous solution of polyvinyl alcohol as a burnable binder and fired at a temperature of 1280-1300 o C with a holding time of 2 hours.
После этого следуют дробление брикетов, помол, рассев на фракции, смешивание с временным связующим (5% водным раствором поливинилового спирта) и прессование изделий. This is followed by crushing briquettes, grinding, sieving into fractions, mixing with a temporary binder (5% aqueous solution of polyvinyl alcohol) and pressing the products.
Окончательной операцией является обжиг в воздушной среде при температуре 1320oС с выдержкой 6 часов.The final operation is firing in air at a temperature of 1320 o With a holding time of 6 hours.
Для примеров предлагаемого материала, приведенных в таблице, коэффициент размножения К, максимальное значение которого по консервативным оценкам составляет К= 1,195, для случая, когда целевая добавка отсутствует, рассчитывался с использованием комплекса программ нейтронно-физического расчета САПФИР ВВР-95. Эта программа верифицирована на большой базе экспериментальных данных, полученных на критсборках, исследовательских и энергетических реакторах и аттестована в Госатомнадзоре РФ. For examples of the proposed material shown in the table, the multiplication coefficient K, the maximum value of which, according to conservative estimates, is K = 1.195, for the case when the target additive is absent, was calculated using a complex of neutron-physical calculation programs SAPFIR VVR-95. This program has been verified on a large database of experimental data obtained at critical assemblies, research and energy reactors and certified in Gosatomnadzor of the Russian Federation.
Из таблицы видно, что предлагаемый оксидный жертвенный материал с целевой добавкой в виде Gd2O3, либо Еu2O3, либо Sm2О3 гарантирует ядерную безопасность расплава активной зоны ядерного реактора.The table shows that the proposed oxide sacrificial material with the target additive in the form of Gd 2 O 3 or Eu 2 O 3 or Sm 2 O 3 guarantees nuclear safety of the core melt of a nuclear reactor.
Способность предлагаемого материала обеспечить эффективную локализацию расплава активной зоны ядерного реактора была оценена посредством модельных экспериментов и термодинамических расчетов. The ability of the proposed material to provide effective localization of the core melt of a nuclear reactor was evaluated through model experiments and thermodynamic calculations.
В ходе модельных экспериментов на установке "Расплав 2" по методикам, верифицированным для проведения подобных исследований, были определены: скорость взаимодействия предлагаемого материала с расплавом активной зоны ядерного реактора, температура начала взаимодействия и температура ликвидуса. Тепловой эффект и выделение газов оценивались путем термодинамических расчетов с использованием верифицированной программы и базы данных термодинамических свойств ИВТАНТЕРМО. In the course of model experiments at the "Melt 2" installation, according to the methods verified for such studies, the following were determined: the rate of interaction of the proposed material with the core melt of the nuclear reactor, the temperature of the onset of interaction, and the liquidus temperature. The thermal effect and gas evolution were evaluated by thermodynamic calculations using a verified program and the IVTANTERMO thermodynamic properties database.
Средняя скорость взаимодействия предлагаемого материала с расплавом составляет от 2 до 17 мм/с, температура начала взаимодействия от 1250 до 1380oС, температура ликвидуса от 1400 до 1880oС, тепловой эффект (ΔН) от 6050 до 7400 МДж/м3. Активного выделения газов и ликвации расплава не было зафиксировано.The average rate of interaction of the proposed material with the melt is from 2 to 17 mm / s, the temperature of the onset of interaction from 1250 to 1380 o C, the temperature of the liquidus from 1400 to 1880 o C, the thermal effect (ΔН) from 6050 to 7400 MJ / m 3 . Active gas evolution and segregation of the melt were not recorded.
Приведенные данные говорят о том, что предлагаемый материал способен обеспечить не только ядерную безопасность расплава активной зоны ядерного реактора, но и его эффективную локализацию. The above data indicate that the proposed material is able to provide not only nuclear safety of the core melt of a nuclear reactor, but also its effective localization.
Спеченные изделия из предлагаемого материала в виде брикетов могут быть встроены в конструкцию ловушки расплава активной зоны ядерного реактора. Другой вариант использования предлагаемого жертвенного материала - введение дробленого материала, полученного измельчением спеченных брикетов жертвенного материала, в состав бетона, укладываемого в пространстве ловушки расплава активной зоны ядерного реактора. Sintered articles of the proposed material in the form of briquettes can be embedded in the design of a melt trap in the core of a nuclear reactor. Another use of the proposed sacrificial material is the introduction of crushed material obtained by grinding sintered briquettes of the sacrificial material into the concrete placed in the space of the melt trap in the core of a nuclear reactor.
Целевая добавка по настоящему изобретению может быть введена в любой оксидный жертвенный материал с достижением эффекта уменьшения коэффициента размножения нейтронов в пространстве ловушки расплава активной зоны до необходимого значения - менее К=0,95 при любых, самых консервативных условиях. The target additive of the present invention can be introduced into any oxide sacrificial material to achieve the effect of reducing the neutron multiplication coefficient in the space of the core melt trap to the required value — less than K = 0.95 under any most conservative conditions.
Получение предлагаемого оксидного жертвенного материала предполагает выполнение известных технологических операций с использованием стандартного технологического оборудования, что свидетельствует о возможности промышленного осуществления настоящего изобретения. Obtaining the proposed oxide sacrificial material involves the implementation of known technological operations using standard processing equipment, which indicates the possibility of industrial implementation of the present invention.
Источники информации
1. Патент РФ 2165106, МПК 7 G 21 C 9/016, 13/10, опубликован 10.04.2001.Sources of information
1. RF patent 2165106, IPC 7 G 21
2. Заявка РФ 2001 108 841/06, МПК 7 G 21 C 09/16, находится на стадии экспертизы по существу. 2. RF application 2001 108 841/06, IPC 7 G 21 C 09/16, is at the stage of substantive examination.
Claims (2)
Fe2О3 и/или Fe3О4 - 46 - 80
Аl2О3 - 16 - 50
SiO2 - 1 - 4
Целевая добавка - 0,1 - 4
2. Оксидный материал по п.1, отличающийся тем, что в качестве целевой добавки он содержит Gd2О3 в количестве 0,1-0,4 мас.%.1. The oxide material of the trap of the molten core of a nuclear reactor, including Al 2 O 3 , SiO 2 , characterized in that it additionally contains Fe 2 About 3 and / or Fe 3 About 4 and the target additive in the form of Gd 2 About 3 or Eu 2 About 3 , or Sm 2 About 3 in the following ratio of components, wt.%:
Fe 2 O 3 and / or Fe 3 O 4 - 46 - 80
Al 2 O 3 - 16 - 50
SiO 2 - 1 - 4
Target supplement - 0.1 - 4
2. The oxide material according to claim 1, characterized in that as the target additive it contains Gd 2 About 3 in an amount of 0.1-0.4 wt.%.
Priority Applications (5)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2001128176/06A RU2191436C1 (en) | 2001-10-12 | 2001-10-12 | Oxide material of nuclear reactor molten core catcher |
| CNB028075889A CN1266706C (en) | 2001-10-12 | 2002-04-02 | Oxide material for molten core catcher of nuclear reactor |
| PCT/RU2002/000147 WO2003032326A1 (en) | 2001-10-12 | 2002-04-02 | Oxide material for the molten core catcher of a nuclear reactor |
| CNB028075870A CN1210723C (en) | 2001-10-12 | 2002-04-02 | Oxide material for molten core catcher of nuclear reactor |
| FI20040517A FI118655B (en) | 2001-10-12 | 2004-04-08 | Oxide material trapped in the melted core of a nuclear reactor |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2001128176/06A RU2191436C1 (en) | 2001-10-12 | 2001-10-12 | Oxide material of nuclear reactor molten core catcher |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2191436C1 true RU2191436C1 (en) | 2002-10-20 |
Family
ID=20253808
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2001128176/06A RU2191436C1 (en) | 2001-10-12 | 2001-10-12 | Oxide material of nuclear reactor molten core catcher |
Country Status (3)
| Country | Link |
|---|---|
| CN (2) | CN1210723C (en) |
| FI (1) | FI118655B (en) |
| RU (1) | RU2191436C1 (en) |
Cited By (7)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US7678723B2 (en) | 2004-09-14 | 2010-03-16 | Carbo Ceramics, Inc. | Sintered spherical pellets |
| US7721804B2 (en) | 2007-07-06 | 2010-05-25 | Carbo Ceramics Inc. | Proppants for gel clean-up |
| US7828998B2 (en) | 2006-07-11 | 2010-11-09 | Carbo Ceramics, Inc. | Material having a controlled microstructure, core-shell macrostructure, and method for its fabrication |
| US8063000B2 (en) | 2006-08-30 | 2011-11-22 | Carbo Ceramics Inc. | Low bulk density proppant and methods for producing the same |
| US8216675B2 (en) | 2005-03-01 | 2012-07-10 | Carbo Ceramics Inc. | Methods for producing sintered particles from a slurry of an alumina-containing raw material |
| RU2517436C2 (en) * | 2012-09-03 | 2014-05-27 | Закрытое акционерное общество "НПО Петропромсервис" | Method of producing ceramic material for nuclear reactor core melt localising apparatus |
| RU2586224C1 (en) * | 2015-01-28 | 2016-06-10 | Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего профессионального образования "Санкт-Петербургский государственный технологический институт (технический университет)" | Single-phase ceramic oxide material for core melt localisation device |
Families Citing this family (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN111430051B (en) * | 2020-04-02 | 2022-02-22 | 中国核动力研究设计院 | Metal layer molten pool heat transfer characteristic simulation material, preparation method and application |
| CN115196930A (en) * | 2022-08-02 | 2022-10-18 | 南京林业大学 | Sacrificial mortar for reactor core catcher and preparation method |
-
2001
- 2001-10-12 RU RU2001128176/06A patent/RU2191436C1/en active
-
2002
- 2002-04-02 CN CNB028075870A patent/CN1210723C/en not_active Expired - Fee Related
- 2002-04-02 CN CNB028075889A patent/CN1266706C/en not_active Expired - Fee Related
-
2004
- 2004-04-08 FI FI20040517A patent/FI118655B/en not_active IP Right Cessation
Cited By (8)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US7678723B2 (en) | 2004-09-14 | 2010-03-16 | Carbo Ceramics, Inc. | Sintered spherical pellets |
| US7825053B2 (en) | 2004-09-14 | 2010-11-02 | Carbo Ceramics Inc. | Sintered spherical pellets |
| US8216675B2 (en) | 2005-03-01 | 2012-07-10 | Carbo Ceramics Inc. | Methods for producing sintered particles from a slurry of an alumina-containing raw material |
| US7828998B2 (en) | 2006-07-11 | 2010-11-09 | Carbo Ceramics, Inc. | Material having a controlled microstructure, core-shell macrostructure, and method for its fabrication |
| US8063000B2 (en) | 2006-08-30 | 2011-11-22 | Carbo Ceramics Inc. | Low bulk density proppant and methods for producing the same |
| US7721804B2 (en) | 2007-07-06 | 2010-05-25 | Carbo Ceramics Inc. | Proppants for gel clean-up |
| RU2517436C2 (en) * | 2012-09-03 | 2014-05-27 | Закрытое акционерное общество "НПО Петропромсервис" | Method of producing ceramic material for nuclear reactor core melt localising apparatus |
| RU2586224C1 (en) * | 2015-01-28 | 2016-06-10 | Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего профессионального образования "Санкт-Петербургский государственный технологический институт (технический университет)" | Single-phase ceramic oxide material for core melt localisation device |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| CN1210723C (en) | 2005-07-13 |
| FI118655B (en) | 2008-01-31 |
| CN1500272A (en) | 2004-05-26 |
| CN1266706C (en) | 2006-07-26 |
| FI20040517A (en) | 2004-06-11 |
| CN1500273A (en) | 2004-05-26 |
| FI20040517A0 (en) | 2004-04-08 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US2727996A (en) | Thermal neutron shield and method for making same | |
| Lutique et al. | Zirconate pyrochlore as a transmutation target: thermal behaviour and radiation resistance against fission fragment impact | |
| US2818605A (en) | Method of making a refractory material | |
| Roux et al. | Summary of experimental results for ceramic breeder materials | |
| RU2191436C1 (en) | Oxide material of nuclear reactor molten core catcher | |
| Khabensky et al. | Severe accident management concept of the VVER-1000 and the justification of corium retention in a crucible-type core catcher | |
| Scaffidi-Argentina et al. | Beryllium R&D for fusion applications | |
| Galkin et al. | Study of Chernobyl" hot" particles and fuel containing masses: Implications for reconstructing the initial phase of the accident | |
| RU2192053C1 (en) | Oxide material of nuclear-reactor molten core catcher | |
| RU2212719C2 (en) | Oxide material of nuclear-reactor molten core catcher | |
| Simnad | Nuclear reactor materials and fuels | |
| Haas et al. | Properties of cermet fuels for minor actinides transmutation in ADS | |
| RU2178924C1 (en) | Charge for producing material ensuring confinement of nuclear reactor molten corium | |
| RU2517436C2 (en) | Method of producing ceramic material for nuclear reactor core melt localising apparatus | |
| Baker Jr | Core debris behavior and interactions with concrete | |
| KR102255388B1 (en) | Solidifying method of hydroxides of radionuclides | |
| Maschek et al. | Safety analyses for ADS cores with dedicated fuel and proposals for safety improvements | |
| Bogatov et al. | Formation and spread of Chernobyl lavas | |
| Volkov et al. | Use of burnable poisons in nuclear reactors | |
| Durand et al. | Preliminary developments of MTR plates with uranium nitride | |
| Kato et al. | COTELS fuel coolant interaction tests under ex-vessel conditions | |
| Adams et al. | Development of a treatment technology for diluting highly enriched AL-based DOE spent nuclear fuel: principles and practices | |
| Carmack et al. | AECL/US INERI-Development of Inert Matrix Fuels for Plutonium and Minor Actinide Management in Power Reactors--Fuel Requirements and Down-Select Report | |
| Kelsey Jr et al. | Iron-enriched basalt and its application to Three-Mile Island radioactive waste disposal | |
| Ding et al. | The radioactive materials within accident reactors: A review of damaged fuel-containing materials |