RU2396610C2 - Ceramic nuclear fuel - Google Patents

Ceramic nuclear fuel Download PDF

Info

Publication number
RU2396610C2
RU2396610C2 RU2008117935/06A RU2008117935A RU2396610C2 RU 2396610 C2 RU2396610 C2 RU 2396610C2 RU 2008117935/06 A RU2008117935/06 A RU 2008117935/06A RU 2008117935 A RU2008117935 A RU 2008117935A RU 2396610 C2 RU2396610 C2 RU 2396610C2
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
fuel
nuclear fuel
fullerene
fullerenes
structures
Prior art date
Application number
RU2008117935/06A
Other languages
Russian (ru)
Other versions
RU2008117935A (en
Inventor
Валентин Петрович Денискин (RU)
Валентин Петрович Денискин
Сергей Дмитриевич Курбаков (RU)
Сергей Дмитриевич Курбаков
Александр Игоревич Соловей (RU)
Александр Игоревич Соловей
Иван Иванович Федик (RU)
Иван Иванович Федик
Original Assignee
Федеральное государственное унитарное предприятие Научно-исследовательский институт Научно-производственное объединение "Луч"
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 Федеральное государственное унитарное предприятие Научно-исследовательский институт Научно-производственное объединение "Луч" filed Critical Федеральное государственное унитарное предприятие Научно-исследовательский институт Научно-производственное объединение "Луч"
Priority to RU2008117935/06A priority Critical patent/RU2396610C2/en
Publication of RU2008117935A publication Critical patent/RU2008117935A/en
Application granted granted Critical
Publication of RU2396610C2 publication Critical patent/RU2396610C2/en

Links

Classifications

    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Carbon And Carbon Compounds (AREA)
  • Solid Fuels And Fuel-Associated Substances (AREA)

Abstract

FIELD: metallurgy. ^ SUBSTANCE: ceramic nuclear fuel contains fissile material in form of uranium dioxide and/or nitride and nano-structure carbon modifier corresponding to fullerenes and/or fullerene-like structures at following ratio of elements in vol %: fullerenes and/or fullerene-like structures - 2-10, fissile material in form of uranium dioxide and/or nitride - the rest. ^ EFFECT: raised radiation resistance of ceramic nuclear fuel. ^ 1 cl, 2 tbl

Description

Изобретение относится к области порошковой металлургии, в частности к производству керамического ядерного топлива, используемого в тепловыделяющих элементах ядерных реакторов.The invention relates to the field of powder metallurgy, in particular to the production of ceramic nuclear fuel used in fuel elements of nuclear reactors.

Известно керамическое ядерное топливо на основе диоксида урана, модифицированное ультрадисперстным (наноструктурным) порошком диоксида урана (патент RU №2186431, G21С 3/00, 2002). Модифицирование керамического ядерного топлива на основе диоксида урана ультрадисперсным порошком того же материала приводит к снижению размера зерна топливного материала, повышению механических свойств трещиностойкости и снижению температуры спекания при изготовлении топливных таблеток.Known ceramic nuclear fuel based on uranium dioxide, modified with ultrafine (nanostructured) powder of uranium dioxide (patent RU No. 2186431, G21C 3/00, 2002). Modification of ceramic nuclear fuel based on uranium dioxide with an ultrafine powder of the same material leads to a decrease in the grain size of the fuel material, an increase in the mechanical properties of crack resistance and a decrease in sintering temperature in the manufacture of fuel pellets.

Недостатком известного керамического топлива на основе диоксида урана является высокое распухание под воздействием реакторного облучения, составляющее 3-6% на 1% выгорания при температуре 2000°К в течение 5000 час.A disadvantage of the known ceramic fuel based on uranium dioxide is the high swelling under the influence of reactor irradiation, comprising 3-6% per 1% burnout at a temperature of 2000 ° K for 5000 hours.

Этот недостаток связан с тем, что образующиеся в результате деления ядерного топлива газообразные и твердые осколки деления оказывают механическое воздействие на топливный элемент (твэл), что приводит к его распуханию, образованию трещин и, в некоторых случаях, нарушению целостности защитной оболочки твэла.This drawback is due to the fact that gaseous and solid fission fragments resulting from the fission of nuclear fuel have a mechanical effect on the fuel element (fuel rod), which leads to its swelling, cracking and, in some cases, violation of the integrity of the fuel cladding.

Известно керамическое ядерное топливо дисперсионного типа, представляющее собой сердечник (сферу) из топливосодержащего соединения (UO2, UC2, ThC2, PuO2), размещенный в непрерывной матрице из неделящегося материала (А.Г.Самойлов. Тепловыделяющие элементы ядерных реакторов. М.: Энергоатомиздат. 1985, с.79-87). Ядерное топливо дисперсионного типа сочетает в себе прочность керамического сердечника с пластичностью и хорошими ядерно-физическими и коррозионными свойствами матрицы.Known ceramic dispersive nuclear fuel, which is a core (sphere) of a fuel-containing compound (UO 2 , UC 2 , ThC 2 , PuO 2 ), placed in a continuous matrix of non-fissile material (AG Samoilov. Fuel elements of nuclear reactors. M .: Energoatomizdat. 1985, p. 79-87). Dispersion type nuclear fuel combines the strength of a ceramic core with ductility and good nuclear-physical and corrosive matrix properties.

Наиболее распространенным материалом матрицы является пироуглерод (РуС) в виде покрытия, наносимого на топливные сердечники (сферы) методом термического разложения углеводородов (метан, этан, пропан, ацетилен, бензол, толуол) в реакторах с кипящем слоем.The most common matrix material is pyrocarbon (Rus) in the form of a coating applied to fuel cores (spheres) by the thermal decomposition of hydrocarbons (methane, ethane, propane, acetylene, benzene, toluene) in fluidized bed reactors.

Недостатком известного керамического ядерного топлива дисперсионного типа является неудовлетворительная радиационная стойкость покрытий в процессе реакторного облучения, связанная с разрушением топливных сфер и покрытий вследствие образования газообразных и твердых продуктов деления топлива. Для удержания осколков деления применяют трехслойное покрытие: слой пористого пироуглерода, позволяющий компенсировать термическое расширение топлива, слой плотного карбида кремния и прочный слой плотного пироуглерода. Покрытие из SiC должно удерживать продукты деления при высоких температурах, а слой РуС - газообразные продукты деления. Однако проблема разрушения покрытий под действием распухания топлива и давления, создаваемого осколками деления и давления окислов углерода вследствие взаимодействия РуС с топливом, остается не решенной.A disadvantage of the dispersion-type ceramic ceramic fuel is the poor radiation resistance of coatings during reactor irradiation associated with the destruction of fuel spheres and coatings due to the formation of gaseous and solid fission products. To retain fission fragments, a three-layer coating is used: a layer of porous pyrocarbon, which makes it possible to compensate for the thermal expansion of fuel, a layer of dense silicon carbide and a strong layer of dense pyrocarbon. The SiC coating should retain fission products at high temperatures, and the Rus layer should contain gaseous fission products. However, the problem of the destruction of coatings under the action of fuel swelling and pressure created by fission fragments and the pressure of carbon oxides due to the interaction of Rus with fuel remains unresolved.

С целью снижения повреждаемости (распухания) оболочки твэла между топливным сердечником и оболочкой создается радиальный зазор до 0,3 мм и компенсационный объем над топливом для уменьшения давления газообразных осколков деления под оболочкой.In order to reduce the damage (swelling) of the fuel cladding between the fuel core and the cladding, a radial clearance of up to 0.3 mm and a compensation volume above the fuel are created to reduce the pressure of the gaseous fission fragments under the cladding.

Наиболее близким по технической сущности и достигаемому эффекту предлагаемому керамическому ядерному топливу - прототипом - является керамическое ядерное топливо, содержащее химическое соединение делящегося материала на основе диоксида, карбида и/или нитрида урана и наноструктурный углеродный модификатор - наноалмаз (Е.К.Дьяков, В.Д.Бланк. Цветные металлы. №11, 2007, с.с.62-66).The closest in technical essence and achieved effect to the proposed ceramic nuclear fuel - the prototype - is a ceramic nuclear fuel containing a chemical compound of fissile material based on dioxide, carbide and / or nitride of uranium and a nanostructured carbon modifier - nanodiamond (E.K.Dyakov, V. D. Blank. Non-ferrous metals. No. 11, 2007, pp. 62-66).

Недостатком известного керамического ядерного топлива является неудовлетворительная радиационная стойкость топлива, связанная с образованием твердых и газообразных продуктов деления в процессе эксплуатации и выгорания делящегося материала.A disadvantage of the known ceramic nuclear fuel is the poor radiation resistance of the fuel associated with the formation of solid and gaseous fission products during operation and burning of fissile material.

Модифицирование керамического ядерного топлива наноструктурным углеродным материалом - наноалмазом приводит к повышению прочности и модуля Юнга, снижению хрупкости и температуры спекания материала, а также размера зерна топливного материала, однако проблема радиационной стойкости известного керамического ядерного топлива остается не решенной.Modification of ceramic nuclear fuel with a nanostructured carbon material - nanodiamond leads to an increase in strength and Young's modulus, decrease in brittleness and sintering temperature of the material, as well as grain size of the fuel material, however, the problem of radiation resistance of the known ceramic nuclear fuel remains unsolved.

Целью данного изобретения является повышение радиационной стойкости керамического ядерного топлива.The aim of this invention is to increase the radiation resistance of ceramic nuclear fuel.

Поставленная цель достигается тем, что керамическое ядерное топливо, содержащее химическое соединение делящегося материала и наноструктурный углеродный модификатор, согласно изобретению в качестве наноструктурного углеродного модификатора оно содержит фуллерены и/или фуллереноподобные структуры при следующим соотношении компонентов, в об.%:This goal is achieved in that the ceramic nuclear fuel containing a chemical compound of fissile material and a nanostructured carbon modifier, according to the invention as a nanostructured carbon modifier, it contains fullerenes and / or fullerene-like structures with the following ratio of components, in vol.%:

фуллерены и/или фуллереноподобные структурыfullerenes and / or fullerene-like structures 2-102-10 химическое соединение делящегося материалаchemical compound of fissile material остальноеrest

Сущность заявленного керамического ядерного топлива заключается в следующем. Фуллерен представляет собой шаровидную молекулу углерода. Молекула фуллерена С60 состоит из 20 шестиугольников и 12 пятиугольников, в вершинах которых находятся атомы углерода. Радиус фуллерена С60 равен 0,3512 нм, толщина углеродной оболочки - 0,0529 нм, в центре фуллерена образована практически свободная от электронов полость радиусом 0,3 нм, так что молекула С60 является как бы пустой клеткой объемом 0,113 нм3, куда могут входить атомы других элементов, если атомы последних имеют размер, позволяющий им вписываться в имеющуюся полость. Эта полость может быть заполнена атомами, молекулами, ионами, радикалами и прочими видами частиц. Молекулы фуллеренов, которые содержат внутри себя молекулы или атомы других веществ, получили название эндроэдральных соединений - эндофуллерены. В настоящее время синтезированы десятки эндофуллеренов.The essence of the claimed ceramic nuclear fuel is as follows. Fullerene is a spherical carbon molecule. The C 60 fullerene molecule consists of 20 hexagons and 12 pentagons with carbon atoms at their vertices. The radius of the fullerene C 60 is 0.3512 nm, the thickness of the carbon shell is 0.0529 nm, an almost electron-free cavity of radius 0.3 nm is formed in the center of the fullerene, so that the C 60 molecule is like an empty cell with a volume of 0.113 nm 3 , where atoms of other elements can enter if the atoms of the latter have a size that allows them to fit into the existing cavity. This cavity can be filled with atoms, molecules, ions, radicals and other types of particles. The molecules of fullerenes, which contain inside themselves the molecules or atoms of other substances, are called endrohedral compounds - endofullerenes. At present, dozens of endofullerenes have been synthesized.

К фуллереноподобным структурам относятся углеродные нанотрубки (одностенные и многостенные) и графеновые нановолокна.Fullerene-like structures include carbon nanotubes (single-walled and multi-walled) and graphene nanofibres.

Одностенные нанотрубки представляют собой свернутый в цилиндр графеновый лист моноатомной толщины. Диаметры и длины нанотрубок находятся соответственно в пределах 0,8-5 нм и 1-500 нм.Single-walled nanotubes are a monoatomic thickness rolled graphene sheet rolled into a cylinder. The diameters and lengths of nanotubes are respectively in the range of 0.8-5 nm and 1-500 nm.

Многослойные нанотрубки составлены из вложенных друг в друга коаксиальных одностенных нанотрубок. Графеновые нановолокна преимущественно состоят из плоскопараллельных графеновых пластинок с межплоскостным расстоянием примерно 3,4 нм.Multilayer nanotubes are composed of coaxial single-walled single-walled nanotubes. Graphene nanofibres mainly consist of plane-parallel graphene plates with an interplanar spacing of about 3.4 nm.

Углеродные нанотрубки и нановолокна имеют аномально высокую удельную поверхность (до 3000 м2/г), что определяет их сорбционные характеристики. Углеродные нанотрубки и нановолокна следует рассматривать как уникальную емкость для хранения веществ, находящихся в газообразном, жидком либо твердом состоянии. При этом графеновая оболочка обеспечивает достаточно хорошую защиту содержащегося в ней материала от внешнего химического либо механического воздействия.Carbon nanotubes and nanofibers have an abnormally high specific surface (up to 3000 m 2 / g), which determines their sorption characteristics. Carbon nanotubes and nanofibers should be considered as a unique container for storing substances in a gaseous, liquid or solid state. In this case, the graphene shell provides a fairly good protection of the material contained in it from external chemical or mechanical effects.

Фуллерены и фуллереноподобные структуры (углеродные нанотрубки и графеновые нановолокна) следует рассматривать как уникальное средство хранения материалов в течение длительного времени.Fullerenes and fullerene-like structures (carbon nanotubes and graphene nanofibres) should be considered as a unique means of storing materials for a long time.

В результате ядерной реакции и деления ядерного топлива высвобождается более 60 видов осколков деления, основными из которых являются:As a result of a nuclear reaction and fission of nuclear fuel, more than 60 types of fission fragments are released, the main of which are:

Кr, Хе - образующие газовые пузыри и поры;Kr, Xe - forming gas bubbles and pores;

Rb, Cs, Те, Br, I - легкоподвижные;Rb, Cs, Te, Br, I - easily mobile;

Rn, Rh,PoL - выделяющиеся в металлической фазе;Rn, Rh, PoL - released in the metal phase;

Мо, Те - в металлической или оксидной фазе;Mo, Te - in the metal or oxide phase;

Sr, Ba - переходящие в оксидную фазу;Sr, Ba — passing into the oxide phase;

Y, Zr, Nb - образуют оксиды, частично растворяющиеся в топливе;Y, Zr, Nb - form oxides partially soluble in fuel;

O2 - окислитель металлов.O 2 is an oxidizing agent of metals.

Атомный радиус указанных радиактивных осколков деления находится в пределах от 0,13 нм для Sr до 0,29 нм для Cs, что позволяет им беспрепятственно проникать и заполнять свободные полости фуллеренов и фуллереноподобных структур.The atomic radius of these radioactive fission fragments ranges from 0.13 nm for Sr to 0.29 nm for Cs, which allows them to freely penetrate and fill the free cavities of fullerenes and fullerene-like structures.

Свободный объем фуллеренов, способный поглощать молекулы и атомы образующихся осколков деления, составляет 70% от его общего объема.The free volume of fullerenes, capable of absorbing molecules and atoms of the resulting fission fragments, is 70% of its total volume.

Зависимость реакторного распухания ядерного топлива от температуры облучения, флюенса быстрых нейтронов и времени испытаний (эффективных часов) приведена в таблице.The dependence of nuclear fuel reactor swelling on the irradiation temperature, fast neutron fluence, and test time (effective hours) is given in the table.

Ядерное топливоNuclear fuel Температура облучения, °СIrradiation temperature, ° С Флюенс б/н, н/см2 Fluence b / n, n / cm 2 Время испытаний, эф.часTest time, eff.hour Распухание, %Swelling% UO2 UO 2 800-1000800-1000 (2-4)·1021 (2-4) · 10 21 300300 3,0-4,03.0-4.0 1000-13501000-1350 4,54,5 UNUN 1000-14001000-1400 (8-10)·1021 (8-10) · 10 21 300300 1,5-2,01.5-2.0

Для полной компенсации реакторного распухания ядерного топлива в пределах от 1,5 до 4,5% достаточно ввести в состав химического соединения делящегося материала 2,15-6,43 об.% фуллеренов или фуллереноподобных структур.To completely compensate for the swelling of nuclear fuel in the range from 1.5 to 4.5%, it is sufficient to introduce 2.15-6.43 vol.% Fullerenes or fullerene-like structures into the chemical compound of the fissile material.

Поскольку реакторное распухание может превышать указанные в таблице значения и при более жестких реакторных испытаниях достигать 6%, следовательно, количество фуллеренов и фуллереноподобных структур в состав химического соединения делящегося материала целесообразно вводить в пределах от 2 до 10 об.%.Since reactor swelling can exceed the values indicated in the table and in more stringent reactor tests it can reach 6%, therefore, it is advisable to introduce the amount of fullerenes and fullerene-like structures into the chemical compound of fissile material in the range from 2 to 10 vol.%.

Пример:Example:

Фуллерены и фуллереноподобные структуры получали пиролизом С3Н6 на частицах углерода с нанесенными на их поверхность катализаторов из оксидов Fе2О3-NiO3 при температуре 1000°С-1250°С с последующей экстракцией фуллеренов и фуллереноподобных структур с отделением частиц углерода. Полученный продукт экстракции содержал порядка 60 мас.% фуллеренов и остальное фуллереноподобные структуры - однослойные и многослойные нанотрубки и графеновые нановолокна.Fullerenes and fullerene-like structures were obtained by C 3 H 6 pyrolysis on carbon particles with catalysts deposited on their surface from Fe 2 O 3 -NiO 3 oxides at a temperature of 1000 ° C-1250 ° C, followed by extraction of fullerenes and fullerene-like structures with the separation of carbon particles. The obtained extraction product contained about 60 wt.% Fullerenes and the rest was fullerene-like structures — single-layer and multilayer nanotubes and graphene nanofibers.

Фуллерены и фуллереноподобные структуры смешивали в шаровой мельнице с керамическим топливом - диоксидом урана, мононитридом и монокарбидом урана, прессовали топливные таблетки и спекали в атмосфере инертного газа (аргон) при температуре 1800°С.Fullerenes and fullerene-like structures were mixed in a ball mill with ceramic fuel - uranium dioxide, mononitride and uranium monocarbide, pressed fuel pellets and sintered in an inert gas atmosphere (argon) at a temperature of 1800 ° C.

В таблице приведены данные по реакторному распуханию предложенного керамического ядерного топлива, содержащего фуллерены и фуллереноподобные структуры в сопоставлении с реакторным распуханием известного керамического ядерного топлива.The table shows the data on the reactor swelling of the proposed ceramic nuclear fuel containing fullerenes and fullerene-like structures in comparison with the reactor swelling of the known ceramic nuclear fuel.

Figure 00000001
Figure 00000001

Как следует из приведенных в таблице данных предложенное керамическое ядерное топливо (примеры 1-3, 5-7, 9-11) обеспечивает в сравнении с известным ядерным топливом (примеры 4, 8, 12) повышение радиационной стойкости, а в некоторых случаях полностью исключает реакторное распухание.As follows from the data in the table, the proposed ceramic nuclear fuel (examples 1-3, 5-7, 9-11) provides, in comparison with the known nuclear fuel (examples 4, 8, 12) an increase in radiation resistance, and in some cases completely eliminates reactor swelling.

Снижение содержания фуллеренов и фуллереноподобных структур в топливе менее 2 об.% становится малоэффективным, а увеличение содержания более 10 об.% нецелесообразно, т.к. при этом снижается загрузка топлива и, следовательно, эффективность реактора.A decrease in the content of fullerenes and fullerene-like structures in the fuel of less than 2 vol.% Becomes ineffective, and an increase in the content of more than 10 vol.% Is impractical because this reduces the fuel load and, consequently, the efficiency of the reactor.

Claims (1)

Керамическое ядерное топливо, содержащее делящийся материал в виде диоксида и/или нитрида урана и наноструктурный углеродный модификатор, отличающееся тем, что в качестве наноструктурного углеродного модификатора оно содержит фуллерены и/или фуллереноподобные структуры при следующем соотношении компонентов, об.%:
фуллерены и/или фуллереноподобные структуры 2-10 делящийся материал в виде диоксида и/или нитрида урана остальное
Ceramic nuclear fuel containing fissile material in the form of uranium dioxide and / or nitride and a nanostructured carbon modifier, characterized in that it contains fullerenes and / or fullerene-like structures in the following ratio of components, vol.%:
fullerenes and / or fullerene-like structures 2-10 fissile material in the form of uranium dioxide and / or nitride rest
RU2008117935/06A 2008-05-04 2008-05-04 Ceramic nuclear fuel RU2396610C2 (en)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2008117935/06A RU2396610C2 (en) 2008-05-04 2008-05-04 Ceramic nuclear fuel

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2008117935/06A RU2396610C2 (en) 2008-05-04 2008-05-04 Ceramic nuclear fuel

Publications (2)

Publication Number Publication Date
RU2008117935A RU2008117935A (en) 2009-11-10
RU2396610C2 true RU2396610C2 (en) 2010-08-10

Family

ID=41354446

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU2008117935/06A RU2396610C2 (en) 2008-05-04 2008-05-04 Ceramic nuclear fuel

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU2396610C2 (en)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2469427C1 (en) * 2011-12-14 2012-12-10 Скрипник Анастасия Андреевна Nuclear fuel pellets (versions)

Non-Patent Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
Головин В.И. Введение в нанотехнику. - М.: Машиностроение, 2007, с.258-260. *
Дьяков Е.К., Бланк В. Д. Наноструктурированные соединения урана - топливо для перспективных компактных ядерных реакторов. - М.: Цветные металлы, 2007, № 11, с.62-66. *

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2469427C1 (en) * 2011-12-14 2012-12-10 Скрипник Анастасия Андреевна Nuclear fuel pellets (versions)

Also Published As

Publication number Publication date
RU2008117935A (en) 2009-11-10

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US8243871B2 (en) Spherical fuel element and production thereof for gas-cooled high temperature pebble bed nuclear reactors (HTR)
JP6472460B2 (en) Nuclear fuel pellets with enhanced thermal conductivity and method for preparing the same
Petti et al. Key differences in the fabrication, irradiation and high temperature accident testing of US and German TRISO-coated particle fuel, and their implications on fuel performance
JP5905835B2 (en) Nuclear fuel, nuclear fuel element, nuclear fuel assembly, and nuclear fuel manufacturing method
Livey et al. THE PROPERTIES OF MgO POWDERS PREPARED BY THE DECOMPOSITION OF Mg (OH) $ sub 2$
JP6961719B2 (en) Nuclear fuel pellets, fuel rods, and fuel assemblies
WO2014097740A1 (en) Member for nuclear reactors
Tyrpekl et al. Preparation of bulk‐nanostructured UO2 pellets using high‐pressure spark plasma sintering for LWR fuel safety assessment
US3325363A (en) Carbon coated nuclear fuel and poison particles
Murgatroyd et al. Technology and assessment of neutron absorbing materials
Zhao et al. Manufacture and characteristics of spherical fuel elements for the HTR-10
RU2396610C2 (en) Ceramic nuclear fuel
WO2018124915A1 (en) Nuclear fuel pellet and method for the production thereof
Wang et al. Effect of hydrogen addition on formation of hydrogen and carbon from methane decomposition over Ni/Al2O3
Xiao et al. Effect of Ceria Amount on Promoting Ni‐Co/SBA‐15 Catalyst for n‐Dodecane Steam Reforming
Luo et al. Comparison of oxidation behaviors of different grades of nuclear graphite
US6669893B1 (en) Method for making neutron absorber material
JP6699882B2 (en) Nuclear fuel compact, method of manufacturing nuclear fuel compact, and nuclear fuel rod
GB2527539A (en) Composite fuel
KR100562359B1 (en) Nuclear fuel rod including nanostructured mateials for an adsorption of fission products and method for the nuclear fuel rod
Radford et al. Fabrication development and application of an annular Al2O3-B4C burnable absorber
RU2578680C1 (en) Nuclear reactor pebble
Windes Nuclear Graphite
RU115550U1 (en) NUCLEAR FUEL TABLET (OPTIONS) AND NUCLEAR REACTOR FUEL ELEMENT
de Souza Gomes 2021 International Nuclear Atlantic Conference–INAC 2021 Virtual meeting, Brazil, November 29–December 2, 2021

Legal Events

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

Effective date: 20200505