RU2539352C1 - Method of making fuel element of high-temperature reactor - Google Patents
Method of making fuel element of high-temperature reactor Download PDFInfo
- Publication number
- RU2539352C1 RU2539352C1 RU2013136364/07A RU2013136364A RU2539352C1 RU 2539352 C1 RU2539352 C1 RU 2539352C1 RU 2013136364/07 A RU2013136364/07 A RU 2013136364/07A RU 2013136364 A RU2013136364 A RU 2013136364A RU 2539352 C1 RU2539352 C1 RU 2539352C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- micro
- fuel
- plates
- fuel element
- carbon
- Prior art date
Links
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
Abstract
Description
Изобретение относится к области ядерной энергетики, к технологии изготовления тепловыделяющих элементов для высокотемпературных ядерных реакторов.The invention relates to the field of nuclear energy, to the technology for the manufacture of fuel elements for high-temperature nuclear reactors.
В настоящее время в высокотемпературных газоохлаждаемых реакторах (ВТГР) тепловыделяющие сборки (ТВС) представляют из себя, как правило, блок из плотного высокографитированного материала, термообработанного при температуре 2700-3000°C, имеющий каналы для размещения твэлов и для прохода теплоносителя. Монтаж ТВС заключается в размещении твэлов в соответствующих каналах блока. Тепловыделяющие элементы (твэлы) выполнены в виде шаров, цилиндров, призм и представляют собой углеграфитовую матричную композицию, содержащую микротвэлы (МТ). МТ представляют собой сферические частицы (керны) ядерного топлива диаметром 0,2-1,5 мм, покрытые оболочками из пироуглерода (PyC) и карбида кремния (SiC). В качестве исходного сырья для изготовления твердых компонентов матричной композиции обычно используют порошки природного графита, графитированный нефтяной кокс, сажу. В качестве связующего матричной композиции обычно используют раствор фенолформальдегидной смолы в метаноле или фуриловом спирте, фурфуроле. Матричную композицию получают смешиванием твердых компонентов и связующего. В процессе изготовления твэлов проводят смешение МТ и матричной композиции, заготовки твэлов прессуют и подвергают термообработке, в процессе которой происходит полимеризация и карбонизация связующего за счет пиролиза с выделением твердого коксового остатка и удаляемых газообразных продуктов пиролиза (фенол, оксид углерода, водород и др.). Последней стадией термообработки является нагрев до 1800°C для окончательного удаления газообразных продуктов (Чалых Е.Ф. Технология и оборудование электродных и электроугольных предприятий. М., "Металлургия", 1972).Currently, in high-temperature gas-cooled reactors (HTGR), fuel assemblies (FAs) are, as a rule, a block of dense, highly graphitized material, heat-treated at a temperature of 2700-3000 ° C, which has channels for placing fuel rods and for passing coolant. The assembly of fuel assemblies consists in the placement of fuel rods in the corresponding channels of the block. Fuel elements (fuel elements) are made in the form of balls, cylinders, prisms and represent a carbon-graphite matrix composition containing microfuel elements (MT). MTs are spherical particles (cores) of nuclear fuel with a diameter of 0.2-1.5 mm, coated with shells of pyrocarbon (PyC) and silicon carbide (SiC). Powders of natural graphite, graphitized petroleum coke, and soot are usually used as raw materials for the manufacture of solid components of the matrix composition. As a binder matrix composition, a solution of phenol-formaldehyde resin in methanol or furyl alcohol, furfural is usually used. A matrix composition is prepared by mixing solid components and a binder. During the manufacture of fuel rods, MT and the matrix composition are mixed, fuel blanks are pressed and subjected to heat treatment, during which the binder is polymerized and carbonized due to pyrolysis with the release of solid coke residue and the removed gaseous pyrolysis products (phenol, carbon monoxide, hydrogen, etc.) . The last stage of heat treatment is heating to 1800 ° C for the final removal of gaseous products (Chalykh EF Technology and equipment of electrode and carbon enterprises. M., Metallurgy, 1972).
При высоких температурах возможно разрушение покрытий из SiC и диффузия урана на поверхность МТ. По этой причине температура термообработки заготовок твэлов не должна превышать 1900°C. Углерод, полученный при коксовании связующего матричной композиции в таких условиях, имеет неупорядоченную структуру, отличную от решетки кристаллического графита. После термообработки графитовая матрица состоит из зерен кристаллического графита, соединенных мостиками из неграфитированного коксового остатка связующего. Таким образом, углеродная матрица твэла существенно отличается от высокографитированного материала блока ТВС, термообработанного при температуре 2700-3000°C и имеющего большую стойкость под облучением, высокие теплопроводность и плотность.At high temperatures, the destruction of SiC coatings and the diffusion of uranium onto the MT surface are possible. For this reason, the heat treatment temperature of the fuel rod blanks should not exceed 1900 ° C. The carbon obtained by coking a binder matrix composition under such conditions has a disordered structure different from the lattice of crystalline graphite. After heat treatment, the graphite matrix consists of grains of crystalline graphite connected by bridges from the ungraphized coke residue of the binder. Thus, the carbon matrix of the fuel element differs significantly from the highly graphitized material of the fuel assembly block, heat-treated at a temperature of 2700-3000 ° C and having great resistance to radiation, high thermal conductivity and density.
В процессе производства твэлов МТ подвергаются существенным нагрузкам, в результате действия которых защитные покрытия МТ могут получить дефекты в виде микротрещин или сквозных трещин. Образование и рост трещин в покрытиях МТ наиболее вероятны в случаях контакта МТ друг с другом (а также с поверхностью пресс-формы), что обусловлено следующими факторами:During the production of fuel rods, MTs are subjected to significant loads, as a result of which MT protective coatings can get defects in the form of microcracks or through cracks. The formation and growth of cracks in MT coatings are most likely in cases of MT contact with each other (as well as with the surface of the mold), due to the following factors:
- механическими напряжениями в процессе прессования заготовок твэлов;- mechanical stresses in the process of pressing the fuel rod blanks;
- термическими напряжениями, возникающими в локальных зонах повышенного тепловыделения при эксплуатации твэлов с неравномерным распределением топливного материала.- thermal stresses arising in local areas of increased heat during the operation of fuel rods with an uneven distribution of fuel material.
Для уменьшения вероятности контактов МТ в твэле предложена конструкция углеграфитового твэла в виде втулки, которую получают, предварительно накатывая на МТ 100% графитового порошка с последующими операциями прессования и термообработки (Suzuki N and an. Present Status of HTGR fuel Fabrication Facility //International Conference on design and Safety of Advanced Nuclear Power Plants, 1992, Tokyo, p.1-9).To reduce the likelihood of MT contacts in the fuel element, a carbon-graphite fuel element design in the form of a sleeve is proposed, which is obtained by preliminarily rolling 100% graphite powder on the MT with subsequent pressing and heat treatment operations (Suzuki N and an. Present Status of HTGR fuel Fabrication Facility // International Conference on design and Safety of Advanced Nuclear Power Plants, 1992, Tokyo, p. 1-9).
Недостаток конструкции и соответствующего способа изготовления заключается в невозможности получения регулярной упаковки МТ в твэле. Действительно при заполнении пресс-формы сферами из МТ с накатанным графитом примерно 40% объема занимают поры, что обусловливает степень деформации при прессовании на уровне 2,5-3,0. Эпюра напряжений при двусторонней деформации неравномерна (максимальные напряжения и соответствующие им деформации реализуются в условиях двухстороннего прессования на торцах и боковой поверхности заготовки твэла). Таким образом, высокий уровень деформации заготовки твэла при прессовании и неравномерность напряжений в твэле повышают вероятность неравномерного распределения МТ, возможность выхода МТ на поверхность твэлов и повреждение покрытий МТ.The disadvantage of the design and the corresponding manufacturing method is the inability to obtain regular MT packaging in a fuel element. Indeed, when filling the mold with MT spheres with rolled graphite, approximately 40% of the volume is occupied by the pores, which determines the degree of deformation during pressing at the level of 2.5-3.0. The diagram of stresses during bilateral deformation is uneven (maximum stresses and the corresponding deformations are realized under conditions of two-sided pressing at the ends and lateral surface of a fuel rod blank). Thus, the high level of deformation of the fuel rod blank during pressing and the uneven stresses in the fuel rod increase the probability of an uneven distribution of MT, the possibility of MT coming to the surface of the fuel rods, and damage to MT coatings.
Известен углеграфитовый цилиндрический твэл (патент РФ №2314581, опубл. 14.01.2005, МПК G21C 21/02). Предложены конструкция углеграфитового цилиндрического твэла и способ его получения для изготовления твэлов без поверхностных дефектов. В основу данного изобретения поставлена задача уменьшения дефектов защитных покрытий МТ в процессе изготовления твэла, создания регулярной упаковки МТ в объеме твэла и обеспечения высокой теплопроводности твэла. Согласно известному изобретению задача решается тем, что предварительно накатывают на твэлы графитовый порошок, смешивают оставшийся графит, МТ и связующее, прессуют и термообрабатывают заготовки твэлов, причем на МТ накатывают 0,3-0,4 долей графита, а 0,03-0,06 долей графита используют как торцевые прокладки. Полученные таким образом твэлы в основном не имеют выходов МТ на поверхность твэла, однако характеризуются неравномерным расположением МТ в графитированной матрице, что повышает вероятность образования микротрещин или разрушения покрытий в процессах получения и эксплуатации твэлов, вследствие возникновения локальных механических и термических напряжений. Это снижает практический ресурс твэла при работе реактора.Known carbon graphite cylindrical fuel rod (RF patent No. 2314581, publ. 14.01.2005, IPC G21C 21/02). A design of carbon-graphite cylindrical fuel rods and a method for its production for the manufacture of fuel rods without surface defects are proposed. The basis of this invention is the task of reducing defects in the protective coatings of MT in the process of manufacturing a fuel rod, creating regular MT packaging in the volume of a fuel rod and ensuring high thermal conductivity of the fuel rod. According to the known invention, the problem is solved by pre-rolling graphite powder on the fuel rods, mixing the remaining graphite, MT and binder, pressing and heat-treating the fuel blanks, with 0.3-0.4 fractions of graphite being rolled onto MT, and 0.03-0, 06 fractions of graphite are used as end gaskets. The fuel rods obtained in this way generally do not have MT exits on the surface of the fuel rods, however, they are characterized by an uneven arrangement of MTs in the graphitized matrix, which increases the likelihood of microcracks or damage to the coatings during the production and operation of fuel rods due to local mechanical and thermal stresses. This reduces the practical resource of the fuel rod during operation of the reactor.
Наиболее близким по технической сущности и решаемой задаче является пластинчатый твэл (патент US №3855061, опубл. 17.12.1974). Известный твэл представляет из себя пластины из плотного, химически неактивного и устойчивого при облучении материала, со сквозными отверстиями с квадратным сечением со стороной квадрата, равной диаметру МТ. Способ его получения включает изготовление матрицы на основе пластин из углеродных материалов, в которой выполняют сквозные отверстия и закладывают в них МТ с нанесенными на них защитными покрытиями. Для фиксации МТ пластины с двух сторон закрыты и обжаты плоскими оболочками из такого же материала. В результате МТ расположены в квадратных отверстиях и фиксированы поверхностями пластин и оболочек. Недостатками известной конструкции и способа ее получения являются возможность повреждения покрытий МТ в процессе обжатия твэла с целью полной фиксации МТ в отверстиях, а также неоптимальные условия теплообмена, которые могут привести к локальному перегреву и разгерметизации МТ в процессе эксплуатации. В данной конструкции МТ касаются твердого материала пластин только в четырех точках по диаметру МТ и в двух точках верха и низа. Теплоотдача от остальной части МТ, составляющей более 95% поверхности, осуществляется через газовую прослойку, теплопроводность которой, как правило, намного ниже, чем у твердого материала.The closest in technical essence and the problem being solved is a plate fuel rod (US patent No. 3855061, publ. 12/17/1974). A well-known fuel rod is a plate of a dense, chemically inactive and stable when irradiated material, with through holes with a square cross section with a square side equal to the diameter of the MT. The method for its production includes the manufacture of a matrix based on plates of carbon materials, in which through holes are made and MTs are laid with protective coatings applied to them. To fix the MT, the plates on both sides are closed and crimped with flat shells of the same material. As a result, MTs are located in square holes and are fixed by the surfaces of the plates and shells. The disadvantages of the known design and method of its production are the possibility of damage to the coatings of MT during the compression of the fuel rod with the aim of complete fixation of MT in the holes, as well as suboptimal heat transfer conditions, which can lead to local overheating and depressurization of MT during operation. In this design, the MTs relate to the solid material of the plates only at four points along the diameter of the MT and at two points of the top and bottom. Heat transfer from the rest of the MT, which makes up more than 95% of the surface, is carried out through a gas layer, the thermal conductivity of which, as a rule, is much lower than that of a solid material.
Задача и технический результат, обеспечиваемый заявленным изобретением, - увеличение прочности твэла и его теплопроводности за счет снижения объема пустот в матрице твэла, что в конечном итоге снижает вероятность возникновения сквозных дефектов в покрытиях МТ и, соответственно, уменьшает выход продуктов деления.The objective and technical result provided by the claimed invention is to increase the strength of a fuel rod and its thermal conductivity by reducing the volume of voids in the fuel matrix, which ultimately reduces the likelihood of through defects in MT coatings and, accordingly, reduces the yield of fission products.
Поставленная задача и технический результат достигаются предложенным способом получения тепловыделяющего элемента высокотемпературного ядерного реактора. Способ включает изготовление матрицы на основе пластин из углеродных материалов, в которых выполнены посадочные места с заложенными в них микротвэлами с защитными покрытиями. Согласно изобретению в качестве углеродного материала используют высокоплотный изотропный графит, пластины выполняют толщиной 2÷3 диаметра микротвэла, посадочные места в пластинах выполняют в виде углублений с округлым днищем для каждого микротвэла, диаметром, равным 1,4÷1,6 диаметра микротвэла, с шагом 2,5÷3,5 диаметра микротвэла и глубиной 1,6÷2,2 диаметра микротвэла, на микротвэлы с защитными покрытиями наносят матричную композицию толщиной слоя 150÷250 мкм, далее микротвэлы помещают до упора в выполненные углубления, каждое из которых после размещения микротвэла заполняют матричной композицией до верха пластины, после чего пластины скрепляют между собой углеродным связующим в количестве 0,02÷0,06 от массы пластин и термообрабатывают при температуре 1800-1900°C.The task and technical result are achieved by the proposed method for producing a fuel element of a high-temperature nuclear reactor. The method includes the manufacture of a matrix based on plates of carbon materials in which the seats are made with microfuel embedded in them with protective coatings. According to the invention, high-density isotropic graphite is used as a carbon material, plates are made with a thickness of 2 ÷ 3 microtuel diameters, seats in the plates are made in the form of recesses with a rounded bottom for each microfuel, with a diameter equal to 1.4 ÷ 1.6 microtel diameters, in increments 2.5 ÷ 3.5 microtel diameters and 1.6 ÷ 2.2 microtel diameters in depth, matrix composition with a layer thickness of 150 ÷ 250 microns is applied to microtelles with protective coatings, then microtelles are placed all the way into the recesses made, each of which after azmescheniya microfuel filled matrix composition to the top plate, whereupon the plate bonded between a carbon binder in an amount of 0.02 ÷ 0.06 by weight of the plates and heat-treated at a temperature of 1800-1900 ° C.
Сущность изобретения поясняется чертежом, на котором изображен твэл, состоящий из двух пластин, где 1 - микротвэл, 2 - пластина с углублениями, 3 - матричная композиция.The invention is illustrated by the drawing, which shows a fuel rod, consisting of two plates, where 1 is a microfuel, 2 is a plate with recesses, 3 is a matrix composition.
При предложенном способе получения тепловыделяющего элемента высокотемпературного ядерного реактора получается конструкция, в которой нет необходимости осуществлять воздействие высоким давлением на МТ при заполнении матричной композицией углублений под МТ. Основная масса графита твэл представляет собой высокоплотный графит с малой дисперсией рабочих характеристик. МТ расположены в регулярной решетке, гарантирующей одинаковые зазоры между МТ и равномерный теплоотвод. Продольное сечение полученного предложенным способом твэла, состоящего из двух пластин, показано на чертеже. Полученный заявленным способом твэл высокотемпературного реактора позволяет обеспечить существенное повышение работоспособности и ресурса топливной загрузки и снижение радиоактивных продуктов в теплоносителе за счет низких нагрузок и повреждаемости покрытий МТ при изготовлении твэлов и существенного снижения температуры МТ в рабочих режимах, обусловленного хорошей длительной теплопроводностью твэл в условиях облучения.With the proposed method for producing a fuel element of a high-temperature nuclear reactor, a design is obtained in which it is not necessary to apply high pressure to the MT when filling the recesses under the MT with the matrix composition. The bulk of the fuel rod graphite is a high-density graphite with a small dispersion of performance. MTs are arranged in a regular grid, guaranteeing equal gaps between the MTs and uniform heat dissipation. A longitudinal section of a fuel element consisting of two plates obtained by the proposed method is shown in the drawing. The fuel element of a high-temperature reactor obtained by the claimed method allows a significant increase in the serviceability and resource of fuel loading and a decrease in radioactive products in the coolant due to the low loads and damage to the coatings of MT in the manufacture of fuel rods and a significant decrease in the temperature of MT in operating conditions due to good long-term thermal conductivity of the fuel rod under irradiation conditions.
Давно и устойчиво достигнутый рабочий уровень температур для МТ из урана с четырехслойным покрытием на основе пиролитического углерода и карбида кремния - 1200-1250°C. Полученный предложенным способом твэл позволяет перейти от «обычного» ВТГР с температурой гелия на выходе 850°C к сверхвысокотемпературному реактору с температурой на выходе 950-1050°C. На отметках ниже центральной части активной зоны ВТГР при температуре гелия 700-750°C, температура МТ по расчету достигает разрешенного максимума.The long-standing and stable operating temperature level for MT from uranium with a four-layer coating based on pyrolytic carbon and silicon carbide is 1200-1250 ° C. The fuel rod obtained by the proposed method allows one to switch from a “conventional” HTGR with a helium temperature at the outlet of 850 ° C to an ultrahigh-temperature reactor with an outlet temperature of 950-1050 ° C. At elevations below the central part of the HTGR core at a helium temperature of 700–750 ° C, the MT temperature is estimated to reach an allowed maximum.
Получение предложенным способом топливных элементов ВТГР позволяет существенно повысить выходную температуру и надежность работы активных зон, обеспечивая переход к диапазону сверхвысоких температур.Obtaining the proposed method of fuel cells VTGR can significantly increase the output temperature and the reliability of the active zones, providing a transition to a range of ultra-high temperatures.
Рассматриваемая технология позволяет оптимизировать конструкции активных зон ВТГР, придав им новые характеристики.The technology under consideration allows us to optimize the design of VTGR active zones, giving them new characteristics.
Пример осуществления изобретения.An example embodiment of the invention.
При обычно используемых микротвэлах со средним диаметром 1 мм, пластины выполняют толщиной 2,8 мм, в пластинах выполняют посадочные места в виде углублений с округлым днищем для каждого микротвэла диаметром, равным 1,5 мм, с шагом 3 мм и глубиной 2 мм. На микротвэлы наносят матричную композицию толщиной слоя от 200 мкм до 250 мкм.With commonly used microfuel elements with an average diameter of 1 mm, the plates are 2.8 mm thick; in the plates, seats are made in the form of recesses with a rounded bottom for each microfuel element with a diameter of 1.5 mm, with a step of 3 mm and a depth of 2 mm. A matrix composition with a layer thickness of 200 μm to 250 μm is applied to the microfuel.
В качестве матричной композиции использовали состав из углеродного связующего (30% раствор связующего фенолформальдегидного марки СФП-012А в ацетоне) в количестве 30% от общей массы состава и углеродного наполнителя (графит аккумуляторный марки ГАК-2 и углерод технический марки П-803 в соотношении 4:1) в количестве 70% от общей массы состава. Далее микротвэлы помещали до упора в выполненные углубления, каждое из которых после размещения микротвэла заполняли матричной композицией до верха пластины, после чего пластины скрепляли между собой углеродным связующим в количестве от 2,0% до 2,5% от массы пластин и термообрабатывали при температуре 1800°C.As the matrix composition, a carbon binder composition (30% solution of a phenol-formaldehyde binder grade SFP-012A in acetone) in an amount of 30% of the total weight of the composition and a carbon filler (battery graphite grade GAK-2 and carbon technical grade P-803 in a ratio of 4 was used) : 1) in an amount of 70% of the total weight of the composition. Next, the microfuel elements were placed all the way into the grooves made, each of which, after the microfuel element was placed, was filled with the matrix composition to the top of the plate, after which the plates were fastened together with a carbon binder in an amount of 2.0% to 2.5% by weight of the plates and heat treated at a temperature of 1800 ° C.
Все заявленные размерные и температурные показатели были получены в результате экспериментальных исследований.All declared dimensional and temperature indicators were obtained as a result of experimental studies.
Полученный по такой технологии четырехслойный «сэндвич» толщиной 8-10 мм (2-2,5 мм на слой) обеспечивает высокую жесткость и хорошие условия теплоотвода. Количество матричной композиции, которое при известной технологии составляет основную долю твэла (74-85% мас.), в данном изобретении существенно меньше (в среднем в 8 раз), так как матричная композиция используется только для заполнения зазоров между микротвэлами и поверхностями углублений, обусловленных допусками на изготовление микротвэлов и углублений.The four-layer sandwich obtained by this technology with a thickness of 8-10 mm (2-2.5 mm per layer) provides high rigidity and good heat removal conditions. The amount of the matrix composition, which with the known technology makes up the bulk of the fuel element (74-85% by weight), in this invention is significantly less (an average of 8 times), since the matrix composition is used only to fill the gaps between the microfuel and the surfaces of the recesses caused by tolerances for the manufacture of microfuel and recesses.
Claims (2)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2013136364/07A RU2539352C1 (en) | 2013-08-05 | 2013-08-05 | Method of making fuel element of high-temperature reactor |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2013136364/07A RU2539352C1 (en) | 2013-08-05 | 2013-08-05 | Method of making fuel element of high-temperature reactor |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2539352C1 true RU2539352C1 (en) | 2015-01-20 |
| RU2013136364A RU2013136364A (en) | 2015-02-10 |
Family
ID=53281732
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2013136364/07A RU2539352C1 (en) | 2013-08-05 | 2013-08-05 | Method of making fuel element of high-temperature reactor |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2539352C1 (en) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2787077C1 (en) * | 2022-07-27 | 2022-12-28 | Акционерное Общество "Российский Концерн По Производству Электрической И Тепловой Энергии На Атомных Станциях" (Ао "Концерн Росэнергоатом") | Method for obtaining uranium graphite fuel rod |
Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US3855061A (en) * | 1968-02-28 | 1974-12-17 | Grace W R & Co | Nuclear reactor fuel plate |
| GB1432444A (en) * | 1973-03-28 | 1976-04-14 | Atomic Energy Authority Uk | Nuclear fuel elements |
| RU2176826C2 (en) * | 1994-08-16 | 2001-12-10 | Радковски Ториум Пауэр Корпорейшн | Nuclear reactor (versions), reactor core operation process (versions), and reactor core (versions) |
| RU2314581C2 (en) * | 2005-01-14 | 2008-01-10 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский институт Научно-производственное объединение "ЛУЧ" (ФГУП "НИИ НПО "ЛУЧ") | Cylindrical carbon-graphite fuel element and method for its production |
-
2013
- 2013-08-05 RU RU2013136364/07A patent/RU2539352C1/en not_active IP Right Cessation
Patent Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US3855061A (en) * | 1968-02-28 | 1974-12-17 | Grace W R & Co | Nuclear reactor fuel plate |
| GB1432444A (en) * | 1973-03-28 | 1976-04-14 | Atomic Energy Authority Uk | Nuclear fuel elements |
| RU2176826C2 (en) * | 1994-08-16 | 2001-12-10 | Радковски Ториум Пауэр Корпорейшн | Nuclear reactor (versions), reactor core operation process (versions), and reactor core (versions) |
| RU2314581C2 (en) * | 2005-01-14 | 2008-01-10 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский институт Научно-производственное объединение "ЛУЧ" (ФГУП "НИИ НПО "ЛУЧ") | Cylindrical carbon-graphite fuel element and method for its production |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2800748C2 (en) * | 2018-07-19 | 2023-07-27 | Басф Се | Mixed composition containing petroleum coke and pyrolytic carbon for electrodes |
| RU2787077C1 (en) * | 2022-07-27 | 2022-12-28 | Акционерное Общество "Российский Концерн По Производству Электрической И Тепловой Энергии На Атомных Станциях" (Ао "Концерн Росэнергоатом") | Method for obtaining uranium graphite fuel rod |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| RU2013136364A (en) | 2015-02-10 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| CA2661603C (en) | Spherical fuel element and production thereof for gas-cooled high temperature pebble bed nuclear reactors (htr) | |
| CA2993794C (en) | Method for fabrication of fully ceramic microencapsulated nuclear fuel | |
| US9620248B2 (en) | Dispersion ceramic micro-encapsulated (DCM) nuclear fuel and related methods | |
| CN108335760B (en) | Preparation method of high-uranium-loading-capacity dispersed fuel pellet | |
| CN108806804B (en) | SiC fiber reinforced fuel pellet and preparation method thereof | |
| Sawa et al. | Fabrication of the first-loading fuel of the high temperature engineering test reactor | |
| CN106128515B (en) | A kind of fuel element, Its Preparation Method And Use | |
| CN108039210A (en) | Fuel pellet and its manufacture method | |
| CN109461509B (en) | Inert matrix dispersion fuel pellet and preparation method thereof | |
| CN106158053A (en) | A kind of fuel element, Its Preparation Method And Use | |
| US20080043896A1 (en) | Process for manufacturing enhanced thermal conductivity oxide nuclear fuel and the neclear fuel | |
| KR102084466B1 (en) | Nuclear fuel pellet having enhanced thermal conductivity and method for manufacturing the same | |
| RU2539352C1 (en) | Method of making fuel element of high-temperature reactor | |
| US4076775A (en) | Block fuel elements for high temperature power reactors | |
| US4073834A (en) | Method of making nuclear fuel elements | |
| CN113196416A (en) | Coated fuel particles, inert matrix dispersed fuel pellets and integrated fuel rods and methods of making same | |
| US4017567A (en) | Process for the production of block fuel elements for gas cooled high temperature power reactor | |
| Voevodin et al. | Thermal and fast reactor materials carbon-graphite materials in nuclear-power engineering | |
| GB2065955A (en) | Production of Tritium in a Nuclear Reactor | |
| KR20010111270A (en) | Neutron absorber material based on boron carbide and hafnium and method for making same | |
| Goeddel et al. | Materials for high-temperature nuclear reactors | |
| US3406227A (en) | Method of fabricating low permeability nuclear fuel bodies | |
| RU2369925C1 (en) | Coated fuel particle for nuclear reactor | |
| CN116417166A (en) | Manufacturing method of dispersion fuel pellet | |
| CN116417165A (en) | Manufacturing method of dispersion fuel pellet |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| MM4A | The patent is invalid due to non-payment of fees |
Effective date: 20200806 |