RU2295165C1 - Method for producing fuel composition for nuclear reactor - Google Patents
Method for producing fuel composition for nuclear reactor Download PDFInfo
- Publication number
- RU2295165C1 RU2295165C1 RU2005131585/06A RU2005131585A RU2295165C1 RU 2295165 C1 RU2295165 C1 RU 2295165C1 RU 2005131585/06 A RU2005131585/06 A RU 2005131585/06A RU 2005131585 A RU2005131585 A RU 2005131585A RU 2295165 C1 RU2295165 C1 RU 2295165C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- fuel
- substance
- uranium
- solid matrix
- shell
- 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
- Carbon And Carbon Compounds (AREA)
Abstract
Description
Изобретение относится к ядерной энергетике, в частности к изготовлению топливных композиций для тепловыделяющих элементов ядерных реакторов.The invention relates to nuclear energy, in particular to the manufacture of fuel compositions for fuel elements of nuclear reactors.
Известны различные способы изготовления топливных композиций для различных видов тепловыделяющих элементов. Наиболее распространенный - изготовление таблеток из диоксида урана, карбида урана, нитрида урана (Ф.Г.Решетников, Б.Д.Рогозкин и др. Исследование методов изготовления сердечников из монокарбида, мононитрида урана для твэлов реакторов на быстрых нейтронах. Атомная энергия, т.35, вып.6, 1973). Также в транспортных реакторах применяются уран-циркониевый сплав (Барышников М.В. Дубровин К.П. Обобщение результатов послереакторных исследований уран-циркониевых твэлов. Конференция НИИАР, 2002 г., г.Димитровград). Каждая из топливных композиций имеет свои достоинства и недостатки. К недостаткам относится низкая плотность топлива, появление напряжений в топливных композициях в процессе выгорания топлива, разрушение топливной композиции при авариях с плавлением топлива.Various methods are known for making fuel compositions for various types of fuel elements. The most common is the manufacture of tablets from uranium dioxide, uranium carbide, uranium nitride (F.G. Reshetnikov, B.D. Rogozkin and others. Study of methods for manufacturing cores from monocarbide, uranium mononitride for fast neutron fuel elements. Atomic energy, t. 35, issue 6, 1973). Also, uranium-zirconium alloys are used in transport reactors (Baryshnikov MV, Dubrovin KP. Summarizing the results of post-reactor studies of uranium-zirconium fuel rods. RIAR Conference, 2002, Dimitrovgrad). Each of the fuel compositions has its own advantages and disadvantages. The disadvantages include low fuel density, the appearance of stresses in the fuel compositions in the process of fuel burning, the destruction of the fuel composition in accidents with fuel melting.
Известен способ изготовления микротоплива, применяемого в высокотемпературных газоохлаждаемых реакторах. Микротопливо состоит из частички двуокиси урана с диаметром 200-400 мкм. На эту частичку наносится из газовой фазы пористый пироуглерод, который выполняет роль компенсатора распухания топлива при его выгорании, и в нем собираются газообразные продукты деления, вышедшие из топлива. На пористый углерод наносится плотный слой углерода. Третий слой - микросфера из карбида кремния обеспечивает ее прочность и является диффузионным барьером для продуктов деления топлива. Четвертый слой - плотный пирографит. Диаметр частицы микротоплива достигает 400-600 мкм (Епанчинцев О.Г. Высокотемпературные газоохлаждаемые реакторы за рубежом. Вып.4. Конструкционные материалы высокотемпературных реакторов. АИНФ. 448, 1978.). Такое топливо имеет высокую надежность по герметичности в аварийных ситуациях, но существенным недостатком является низкое содержание урана, так как используется двуокись урана и долю урана снижают многослойные покрытия.A known method of manufacturing microfuels used in high temperature gas-cooled reactors. Microfuel consists of a particle of uranium dioxide with a diameter of 200-400 microns. Porous pyrocarbon is applied to this particle from the gas phase, which acts as a compensator for the swelling of the fuel as it burns out, and gaseous fission products released from the fuel are collected in it. A dense carbon layer is deposited on porous carbon. The third layer - a silicon carbide microsphere provides its strength and is a diffusion barrier for fuel fission products. The fourth layer is dense pyrographite. The microfuel particle diameter reaches 400-600 μm (O. Yepanchintsev. High-temperature gas-cooled reactors abroad. Issue 4. Construction materials of high-temperature reactors. AINF. 448, 1978.). Such fuel has high reliability for tightness in emergency situations, but a significant disadvantage is the low uranium content, since uranium dioxide is used and the proportion of uranium reduces multilayer coatings.
Известен способ производства топлива и твэлов для атомных реакторов, включающий изготовление топливных компонентов в гранулированном виде, загрузку их в оболочки твэлов, виброуплотнение топливной композиции (заявка №2003123060, опубл. 27.01.05, МПК G 21 C 21/04). Этот способ также предусматривает использование соединений урана, тория или плутония с цирконием, алюминием и др. соединений, что снижает плотность топлива.A known method of producing fuel and fuel rods for nuclear reactors, including the manufacture of fuel components in granular form, loading them into the cladding of fuel rods, vibration compaction of the fuel composition (application No. 2003123060, publ. 27.01.05, IPC G 21 C 21/04). This method also involves the use of compounds of uranium, thorium or plutonium with zirconium, aluminum and other compounds, which reduces the density of the fuel.
Техническим результатом, на которое направлено изобретение, является получение топливной композиции с высокой плотностью топлива и высокой стойкостью к разрушению при авариях с плавлением топлива.The technical result, which the invention is directed to, is to obtain a fuel composition with a high fuel density and high resistance to destruction in accidents with fuel melting.
Для достижения указанного результата предложен способ изготовления топливной композиции для ядерного реактора, заключающийся в том, что в оболочку заданного размера и формы засыпают мелкодисперсное топливо и дополнительно заполняют оболочку веществом, образующим твердую матрицу при температуре, равной или выше температуры плавления топлива, нагревают топливную композицию до температуры, равной или выше температуры плавления топлива, и охлаждают.To achieve this result, a method for manufacturing a fuel composition for a nuclear reactor is proposed, which consists in filling finely dispersed fuel into a shell of a given size and shape and additionally filling the shell with a substance forming a solid matrix at a temperature equal to or higher than the fuel melting temperature, and heating the fuel composition to temperature equal to or higher than the melting temperature of the fuel, and cool.
В качестве топлива можно использовать металлическое топливо, например уран, или плутоний, или торий.Metallic fuels, such as uranium, or plutonium, or thorium, can be used as fuel.
В качестве вещества, образующего твердую матрицу, можно использовать предкерамические полимеры, например, нано-цирконийполикарбосилан.As the substance forming the solid matrix, pre-ceramic polymers, for example, nano-zirconium-polycarbosilane, can be used.
Вышеуказанное вещество, образующее твердую матрицу, используют в виде раствора или мелкодисперсного порошка.The above solid matrix forming substance is used in the form of a solution or a fine powder.
В качестве вещества, образующего твердую матрицу, можно использовать смесь соединений углерода и кремния, образующих карбид кремния, или смесь соединений азота и углерода с кремнием или бором, образующие карбонитриды кремния или бора.As the substance forming the solid matrix, you can use a mixture of carbon and silicon compounds forming silicon carbide, or a mixture of nitrogen and carbon compounds with silicon or boron, forming silicon or boron carbonitrides.
Указанным веществом заполняют оболочку методом газофазного осажденияThe specified substance is filled into the shell by gas-phase deposition
Топливную композицию можно армировать высокопрочными волокнами.The fuel composition can be reinforced with high strength fibers.
На фиг.1 показана заготовка для стержня тепловыделяющего элемента, где 1 - оболочка, 2 - частицы мелкодисперсного топлива (уран, торий и т.п.), 3 - вещество, образующее матрицу.Figure 1 shows the workpiece for the rod of the fuel element, where 1 is the shell, 2 are particles of fine fuel (uranium, thorium, etc.), 3 is the substance that forms the matrix.
На фиг.2 показана застывшая после расплавления и охлаждения частица топлива 2 и пустое пространство - компенсационный объем 4 в этой частице.Figure 2 shows the solidified after melting and cooling the fuel particle 2 and the empty space is the compensation volume 4 in this particle.
Способ осуществляется следующим образом.The method is as follows.
Металлическое топливо (уран, торий, плутоний и т.п.) в виде мелкодисперсных гранул 2 диаметром, например, 100-500 мкм засыпают в оболочки 1, имеющие стандартные размеры и формы для тепловыделяющих элементов, используемых в ядерных реакторах. Оболочки 1 могут быть выполнены в виде полых цилиндров для изготовления стержней или таблеток или сферические и т.д. Затем туда же добавляют вещество 3 в виде, например, раствора или мелкодисперсного порошка, которое при нагревании, а затем охлаждении образует твердую матрицу. В оболочки 1 можно сначала загружать матрицеобразующее вещество 3, а затем - топливо 2. В качестве матрицеобразующего вещества предложено использовать бескислородные предкерамические полимеры - нано-металлополикарбосиланы и нано-размерные наполнители (Стороженко П.А., Цирлин А.М., Гусейнов Ш.Л., Флорина Е.К., Щербакова Г.И., Пронин Ю.Е., Шемаев Б.И., Измайлова Е.А. Новые бескислородные предкерамические полимеры - нано-металлополикарбосиланы и нано-размерные наполнители - уникальные материалы для повышения прочности и окислительной стойкости углеграфитов и стабилизации высокопрочной и высокотемпературной керамики. Конференция Российского фонда фундаментальных исследований «ФУНДАМЕНТАЛЬНАЯ НАУКА В ИНТЕРЕСАХ РАЗВИТИЯ КРИТИЧЕСКИХ ТЕХНОЛОГИЙ» с международным участием 12-14 сентября 2005 г., г.Владимир, Россия).Metallic fuel (uranium, thorium, plutonium, etc.) in the form of finely dispersed granules 2 with a diameter of, for example, 100-500 microns is poured into shells 1 having standard sizes and shapes for fuel elements used in nuclear reactors. Shell 1 can be made in the form of hollow cylinders for the manufacture of rods or tablets or spherical, etc. Then, substance 3 is added therein in the form of, for example, a solution or finely divided powder, which, when heated and then cooled, forms a solid matrix. First, matrix-forming substance 3 can be loaded into shells 1, and then fuel 2. It is proposed to use oxygen-free preceramic polymers - nano-metal-polycarbicosilanes and nano-sized fillers as matrix-forming substances (Storozhenko P.A., Tsirlin A.M., Huseynov Sh. L., Florina E.K., Scherbakova G.I., Pronin Yu.E., Shemaev B.I., Izmaylova E.A. New oxygen-free preceramic polymers - nano-metallopolycarbosilanes and nano-sized fillers - unique materials to enhance strength and oxidation resistance egrafitov and stabilize high and high temperature ceramics. Russian Foundation for Basic Research Conference "FUNDAMENTAL SCIENCE FOR DEVELOPMENT OF CRITICAL TECHNOLOGIES" with international participation 12-14 September 2005, Vladimir, Russia).
В качестве веществ 3, образующих твердую матрицу, можно брать азот и углерод в смеси с бором или кремнием и методом газофазного химического осаждения заполнять пространство между частицами топлива 2, создавая оболочку для каждой частицы. (Н.И.Файнер, М.Л.Косинова, Ю.М.Румянцев. Тонкие пленки карбонитридов кремния и бора: синтез, исследование состава и структуры. Рос. хим. ж. (Ж. Рос. хим. об-ва им. Д.И.Менделеева), 2001, т.XLV, №3).As substances 3, forming a solid matrix, you can take nitrogen and carbon in a mixture with boron or silicon and fill the space between the particles of fuel 2 by gas-phase chemical deposition, creating a shell for each particle. (N.I. Fayner, M.L. Kosinova, Yu.M. Rumyantsev. Thin films of silicon and boron carbonitrides: synthesis, composition and structure studies. Russian Chemical Chemistry. (J. Russian Chemical Chem. Named after D.I. Mendeleev), 2001, vol. XLV, No. 3).
После заполнения пространства между частицами топлива 2 веществом с указанными выше свойствами проводят нагрев топливной композиции в оболочке до температуры выше температуры плавления топлива примерно на 70-80°. При этом при температуре плавления топлива (температура плавления металлического урана - 1133°С, тория - 1800°) начинается процесс перехода матрицеобразующих веществ в твердую фазу, а дальнейший нагрев завершает процесс их затвердевания, в результате чего расплавленное топливо капсулируется внутри твердой матрицы. При охлаждении расплавленное топливо охлаждается с уменьшением его объема, в результате чего в капсуле образуется компенсационный объем 4, который в случае аварии с плавлением топлива может быть снова заполнен, при этом не возникают высокие напряжения, разрушающие матрицу.After filling the space between the particles of fuel 2 with a substance with the above properties, the fuel composition in the shell is heated to a temperature above the melting point of the fuel by about 70-80 °. At the same time, at the fuel melting temperature (the melting point of uranium metal is 1133 ° С, thorium - 1800 °), the process of transition of matrix-forming substances to the solid phase begins, and further heating completes their solidification process, as a result of which the molten fuel is encapsulated inside the solid matrix. During cooling, the molten fuel cools with a decrease in its volume, as a result of which a compensation volume 4 is formed in the capsule, which in the event of an accident with fuel melting can be refilled without the occurrence of high voltages that destroy the matrix.
Для повышения прочностных характеристик топливной композиции возможно ее армирование, например, высокопрочными поликристаллическими волокнами на основе керамики, включающей оксиды алюминия, циркония, кремния, бериллия, магния, титана и др. (Будницкий Г.А. Химические волокна, 1990, №2, с.5, 13.) или высокопрочными и высокомодульными углеродными волокнами на основе ПАН-волокон (Армированные пластики - современные конструкционные материалы. Э.С.Зеленский, А.М.Куперман, Ю.А.Горбаткина, В.Г.Иванова-Мумжиева, А.А.Берлин. Рос. хим. ж. (Ж. Рос. хим. об-ва им. Д.И.Менделеева), 2001, т.XLV, №2).To increase the strength characteristics of the fuel composition, it is possible to reinforce it, for example, with high-strength polycrystalline fibers based on ceramics, including oxides of aluminum, zirconium, silicon, beryllium, magnesium, titanium, etc. (Budnitsky G.A. Chemical fibers, 1990, No. 2, p. .5, 13.) or high-strength and high-modulus carbon fibers based on PAN fibers (Reinforced plastics - modern structural materials. E.S. Zelensky, A.M. Kuperman, Yu.A. Gorbatkina, V.G. Ivanova-Mumzhieva , A.A. Berlin, Russian Chemical Chem. (J. Russian Chemical Chem. .I.Mendeleeva) 2001 t.XLV, №2).
Пример 1. В цилиндрическую оболочку 1 диаметром 20 мм, высотой 20 мм и толщиной стенки 1 мм из нержавеющей стали 0Х18Н10Т помещались гранулы 2 металлического урана диаметром 100-400 мкм. Затем туда заливали раствор нано-цирконийполикарбосилана 3 (HZrПКС), который является предкерамическим полимером для получения высокопрочной жаростойкой бескислородной композиционной керамики со стабилизированной структурой. Каждая гранула топлива смачивалась раствором. Слой виброуплотнялся. Цилиндр помещался в специальную печь, где проводился нагрев. При температуре 1100°С начинается процесс полимеризаци HZrHKC, при температуре 1133°С происходит плавление урана. Дальнейший нагрев до 1200°С завершал процесс образования твердой однородной ультрамикродисперсной SiC-керамической структуры, обладающей высокими термомеханическими свойствами в которой капсулировано жидкое топливо - уран. Полученная структура охлаждалась до комнатной температуры. Расплавленный уран охлаждался с уменьшением объема, в результате чего в матрице 3 образовывалось пустое пространство - компенсационный объем 4. Многократные циклические (100 циклов) нагревы топливной композиции до 1200°С и охлаждения до 20°С не привели к ее разрушению или образованию трещин.Example 1. In a cylindrical shell 1 with a diameter of 20 mm, a height of 20 mm and a wall thickness of 1 mm from stainless steel 0X18H10T were placed granules 2 of metal uranium with a diameter of 100-400 microns. Then, a solution of nano-zirconium-polycarbosilane 3 (HZ-PKS), which is a pre-ceramic polymer to obtain a high-strength heat-resistant oxygen-free composite ceramic with a stabilized structure, was poured there. Each granule of fuel was wetted with a solution. The layer is vibrocompaction. The cylinder was placed in a special furnace, where heating was carried out. At a temperature of 1100 ° C, the polymerization of HZrHKC begins; at a temperature of 1133 ° C, uranium melts. Further heating to 1200 ° C completed the formation of a solid homogeneous ultramicrodispersed SiC-ceramic structure with high thermomechanical properties in which liquid fuel - uranium is encapsulated. The resulting structure was cooled to room temperature. The molten uranium was cooled with decreasing volume, as a result of which empty space formed in matrix 3 — compensation volume 4. Repeated cyclic (100 cycles) heating of the fuel composition to 1200 ° C and cooling to 20 ° C did not lead to its destruction or cracking.
Пример 2. Брались гранулы металлического урана 100-400 мкм. В цилиндр из нержавеющей стали 0Х18Н10Т засыпался мелкодисперсный порошок HZrПКС с размером частичек 5-20 мкм, в порошок загружались гранулы металлического урана. Этот смесь порошков виброуплотнялась. Проводился нагрев смеси до температуры 150-200°С, в результате чего порошок HZrПКС переходил в желеобразное состояние (состояние растаявшего воска). Проводилось повторное виброуплотнение полученной смеси. Затем цилиндр со смесью помещали в печь и проводили аналогичные операции, как в примере 1.Example 2. Take granules of metallic uranium 100-400 microns. Finely dispersed HZ-PKS powder with a particle size of 5-20 μm was poured into a stainless steel cylinder 0X18H10T, granules of uranium metal were loaded into the powder. This mixture of powders was vibro-compacted. The mixture was heated to a temperature of 150-200 ° C, as a result of which the HZrPKS powder turned into a jelly-like state (the state of melted wax). Re-vibration compaction of the resulting mixture was carried out. Then the cylinder with the mixture was placed in a furnace and carried out similar operations as in example 1.
Пример 3. В цилиндр из нержавеющей стали 0Х18Н10Т по периферии устанавливались волокна на основе углерода. Заливался раствор нано-цирконийполикарбосилана (HZrПКС), загружались гранулы металлического урана. Цилиндр помещался в специальную печь, где проводился нагрев. При температуре 1100°С начинается процесс полимеризаци HZrПКС, при температуре 1133°С происходит плавление урана. Дальнейший нагрев до 1200°С завершал процесс образования твердой однородной ультамикродисперсной SiC-керамической структуры, армированной тонкодисперсными углеродными волокнами, обладающей высокими термомеханическими свойствами, в которой капсулировано жидкое топливо - уран. Полученная структура охлаждалась до комнатной температуры. Расплавленный уран охлаждался и занимал часть капсулы, образованной армированной керамической структурой.Example 3. In the cylinder of stainless steel 0X18H10T, carbon-based fibers were installed at the periphery. A solution of nano-zirconium-polycarbosilane (HZ-PKS) was poured, granules of metallic uranium were loaded. The cylinder was placed in a special furnace, where heating was carried out. At a temperature of 1100 ° C, the polymerization of HZrPKS begins; at a temperature of 1133 ° C, uranium melts. Further heating to 1200 ° C completed the process of formation of a solid homogeneous ultramicrodispersed SiC ceramic structure reinforced with finely dispersed carbon fibers with high thermomechanical properties, in which liquid uranium fuel was encapsulated. The resulting structure was cooled to room temperature. The molten uranium was cooled and occupied part of the capsule formed by a reinforced ceramic structure.
Циклические изменения температуры от 20 до 1200°С (100 циклов) не привели к разрушению топливной композицииCyclic temperature changes from 20 to 1200 ° C (100 cycles) did not lead to the destruction of the fuel composition
Таким образом, данный способ позволяет получить топливную композицию с высокой плотностью топлива, так, плотность металлического урана - 18,3 г/см3, при виброуплотнении заполняется топливом 85% объема, что дает плотность 15,5 г/см3, плотность топлива на основе диоксида урана ~10 г/см3, а также снизить аварийность, так как в аварийной ситуации расплавленное топливо будет заполнять компенсационный объем, т.е. объем расплавленного урана при аварии ядерного реактора будет практически равен объему расплавленного урана при изготовлении топливной композиции, что не создаст разрушающих напряжений. Способ позволит формировать топливную композицию заданного размера и формы, что позволит снабжать ею тепловыделяющие элементы для широкого спектра ядерных реакторов.Thus, this method allows to obtain a fuel composition with a high density of fuel, for example, the density of uranium metal is 18.3 g / cm 3 , when vibro-compaction is filled with fuel 85% of the volume, which gives a density of 15.5 g / cm 3 , the density of fuel on uranium dioxide-based ~ 10 g / cm 3 , and also reduce accident rate, since in an emergency the molten fuel will fill the compensation volume, i.e. the volume of molten uranium in a nuclear reactor accident will be almost equal to the volume of molten uranium in the manufacture of the fuel composition, which will not create destructive stresses. The method will allow you to form a fuel composition of a given size and shape, which will allow you to supply it with fuel elements for a wide range of nuclear reactors.
Claims (7)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2005131585/06A RU2295165C1 (en) | 2005-10-12 | 2005-10-12 | Method for producing fuel composition for nuclear reactor |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2005131585/06A RU2295165C1 (en) | 2005-10-12 | 2005-10-12 | Method for producing fuel composition for nuclear reactor |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2295165C1 true RU2295165C1 (en) | 2007-03-10 |
Family
ID=37992579
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2005131585/06A RU2295165C1 (en) | 2005-10-12 | 2005-10-12 | Method for producing fuel composition for nuclear reactor |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2295165C1 (en) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2632020C2 (en) * | 2012-05-11 | 2017-10-02 | Коммиссариат А Л'Энержи Атомик Э О Энержи Альтернатив | Composition, filled with polyolefin and actinide powder |
| WO2023113638A1 (en) | 2021-12-13 | 2023-06-22 | Акционерное Общество "Российский Концерн По Производству Электрической И Тепловой Энергии На Атомных Станциях" | High-temperature dense composite nuclear fuel material and method for producing same |
-
2005
- 2005-10-12 RU RU2005131585/06A patent/RU2295165C1/en not_active IP Right Cessation
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2632020C2 (en) * | 2012-05-11 | 2017-10-02 | Коммиссариат А Л'Энержи Атомик Э О Энержи Альтернатив | Composition, filled with polyolefin and actinide powder |
| WO2023113638A1 (en) | 2021-12-13 | 2023-06-22 | Акционерное Общество "Российский Концерн По Производству Электрической И Тепловой Энергии На Атомных Станциях" | High-temperature dense composite nuclear fuel material and method for producing same |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| RU2723561C2 (en) | Method of producing completely ceramic microencapsulated nuclear fuel | |
| KR101419209B1 (en) | Method for producing nuclear fuel elements and container for reaising said method | |
| Lee et al. | Protection of graphite from salt and gas permeation in molten salt reactors | |
| CN108335760B (en) | Preparation method of high-uranium-loading-capacity dispersed fuel pellet | |
| US8085894B2 (en) | Swelling-resistant nuclear fuel | |
| US20130077731A1 (en) | Ceramic encapsulations for nuclear materials and systems and methods of production and use | |
| CN104871251B (en) | Used by nuclear reactor part | |
| KR20130079565A (en) | Ceramic-ceramic composites and process therefor, nuclear fuels formed thereby, and nuclear reactor systems and processes operated therewith | |
| JPH02221892A (en) | Making of nuclear fuel particle and nuclear fuel compact | |
| EP3685407B1 (en) | High temperature ceramic nuclear fuel system for light water reactors and lead fast reactors | |
| RU2295165C1 (en) | Method for producing fuel composition for nuclear reactor | |
| CN114068043A (en) | Particulate dense fuel element | |
| Sharafat et al. | Development of a new cellular solid breeder for enhanced tritium production | |
| CN106128515A (en) | A kind of fuel element, Its Preparation Method And Use | |
| KR100764902B1 (en) | Uranium aluminide nuclear fuel and preparation method thereof | |
| US20180022651A1 (en) | Neutron Absorbing Composite Material and Method of Manufacture | |
| Solomon et al. | Enhanced thermal conductivity oxide fuels | |
| Mistarihi et al. | Fabrication of oxide pellets containing lumped Gd2O3 using Y2O3‐stabilized ZrO2 for burnable absorber fuel applications | |
| US11728045B2 (en) | 3D printing of additive structures for nuclear fuels | |
| US3270098A (en) | Method of making hollow, spherical uo2 particles | |
| US3723581A (en) | Method of producing fuel and/or breeder elements for nuclear reactors | |
| RU180840U1 (en) | Fuel element of dispersion type | |
| JP6699882B2 (en) | Nuclear fuel compact, method of manufacturing nuclear fuel compact, and nuclear fuel rod | |
| Savchenko et al. | Zirconium Matrix Alloys for Uranium-Intensive Dispersion Fuel Compositions. | |
| Yi et al. | Additive manufacturing of B4C‐W‐based composites via fused deposition molding using highly filled granular feedstocks |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| MM4A | The patent is invalid due to non-payment of fees |
Effective date: 20121013 |