RU2672256C1 - Таблетка для изготовления тепловыделяющего элемента ядерного реактора на быстрых нейтронах - Google Patents
Таблетка для изготовления тепловыделяющего элемента ядерного реактора на быстрых нейтронах Download PDFInfo
- Publication number
- RU2672256C1 RU2672256C1 RU2018101369A RU2018101369A RU2672256C1 RU 2672256 C1 RU2672256 C1 RU 2672256C1 RU 2018101369 A RU2018101369 A RU 2018101369A RU 2018101369 A RU2018101369 A RU 2018101369A RU 2672256 C1 RU2672256 C1 RU 2672256C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- fuel
- plutonium
- tablet
- manufacturing
- nuclear
- Prior art date
Links
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 title claims abstract description 19
- 239000000446 fuel Substances 0.000 claims abstract description 29
- 229910052778 Plutonium Inorganic materials 0.000 claims abstract description 20
- OYEHPCDNVJXUIW-UHFFFAOYSA-N plutonium atom Chemical compound [Pu] OYEHPCDNVJXUIW-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 20
- 239000007787 solid Substances 0.000 claims abstract description 3
- 229910052770 Uranium Inorganic materials 0.000 claims description 4
- 150000001875 compounds Chemical class 0.000 claims description 2
- DNYWZCXLKNTFFI-UHFFFAOYSA-N uranium Chemical compound [U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U] DNYWZCXLKNTFFI-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims 1
- 238000000034 method Methods 0.000 abstract description 12
- 239000000428 dust Substances 0.000 abstract description 8
- 150000003061 plutonium compounds Chemical class 0.000 abstract description 7
- 230000015572 biosynthetic process Effects 0.000 abstract description 5
- 239000006185 dispersion Substances 0.000 abstract description 5
- 150000003671 uranium compounds Chemical class 0.000 abstract description 4
- 239000008188 pellet Substances 0.000 abstract description 3
- 230000009257 reactivity Effects 0.000 abstract description 3
- 239000000126 substance Substances 0.000 abstract description 3
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 abstract description 2
- 238000012423 maintenance Methods 0.000 abstract 1
- 230000005658 nuclear physics Effects 0.000 abstract 1
- 239000000843 powder Substances 0.000 description 22
- 229910052751 metal Inorganic materials 0.000 description 11
- 239000002184 metal Substances 0.000 description 11
- 239000000203 mixture Substances 0.000 description 8
- 238000005245 sintering Methods 0.000 description 8
- 238000005516 engineering process Methods 0.000 description 6
- 238000003825 pressing Methods 0.000 description 6
- 230000007613 environmental effect Effects 0.000 description 5
- WZECUPJJEIXUKY-UHFFFAOYSA-N [O-2].[O-2].[O-2].[U+6] Chemical compound [O-2].[O-2].[O-2].[U+6] WZECUPJJEIXUKY-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 4
- 238000010410 dusting Methods 0.000 description 4
- 239000008187 granular material Substances 0.000 description 4
- 230000002285 radioactive effect Effects 0.000 description 4
- 239000000725 suspension Substances 0.000 description 4
- JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N uranium(0) Chemical compound [U] JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 4
- 229910052768 actinide Inorganic materials 0.000 description 3
- 150000001255 actinides Chemical class 0.000 description 3
- 229910000439 uranium oxide Inorganic materials 0.000 description 3
- CURLTUGMZLYLDI-UHFFFAOYSA-N Carbon dioxide Chemical compound O=C=O CURLTUGMZLYLDI-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- MYMOFIZGZYHOMD-UHFFFAOYSA-N Dioxygen Chemical compound O=O MYMOFIZGZYHOMD-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- PXHVJJICTQNCMI-UHFFFAOYSA-N Nickel Chemical compound [Ni] PXHVJJICTQNCMI-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- XAGFODPZIPBFFR-UHFFFAOYSA-N aluminium Chemical compound [Al] XAGFODPZIPBFFR-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 239000000499 gel Substances 0.000 description 2
- 239000010410 layer Substances 0.000 description 2
- 150000002739 metals Chemical class 0.000 description 2
- 238000002156 mixing Methods 0.000 description 2
- WJWSFWHDKPKKES-UHFFFAOYSA-N plutonium uranium Chemical compound [U].[Pu] WJWSFWHDKPKKES-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- VYPSYNLAJGMNEJ-UHFFFAOYSA-N Silicium dioxide Chemical compound O=[Si]=O VYPSYNLAJGMNEJ-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 150000001254 actinide compounds Chemical class 0.000 description 1
- 150000001298 alcohols Chemical class 0.000 description 1
- 229910052782 aluminium Inorganic materials 0.000 description 1
- 238000013459 approach Methods 0.000 description 1
- 230000000712 assembly Effects 0.000 description 1
- 238000000429 assembly Methods 0.000 description 1
- 229910002092 carbon dioxide Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000001569 carbon dioxide Substances 0.000 description 1
- 238000005202 decontamination Methods 0.000 description 1
- 230000003588 decontaminative effect Effects 0.000 description 1
- 238000004821 distillation Methods 0.000 description 1
- 238000011049 filling Methods 0.000 description 1
- 238000001914 filtration Methods 0.000 description 1
- 239000007789 gas Substances 0.000 description 1
- 239000003349 gelling agent Substances 0.000 description 1
- 238000010438 heat treatment Methods 0.000 description 1
- 229910000464 lead oxide Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000000463 material Substances 0.000 description 1
- 239000011159 matrix material Substances 0.000 description 1
- 238000002844 melting Methods 0.000 description 1
- 230000008018 melting Effects 0.000 description 1
- 239000011259 mixed solution Substances 0.000 description 1
- 229910052759 nickel Inorganic materials 0.000 description 1
- 150000004767 nitrides Chemical class 0.000 description 1
- 239000005416 organic matter Substances 0.000 description 1
- 230000033116 oxidation-reduction process Effects 0.000 description 1
- YEXPOXQUZXUXJW-UHFFFAOYSA-N oxolead Chemical group [Pb]=O YEXPOXQUZXUXJW-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910052760 oxygen Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000001301 oxygen Substances 0.000 description 1
- 239000002245 particle Substances 0.000 description 1
- 238000005498 polishing Methods 0.000 description 1
- 239000011148 porous material Substances 0.000 description 1
- 239000002243 precursor Substances 0.000 description 1
- 239000012857 radioactive material Substances 0.000 description 1
- 230000003014 reinforcing effect Effects 0.000 description 1
- 102200052313 rs9282831 Human genes 0.000 description 1
- 239000000741 silica gel Substances 0.000 description 1
- 229910002027 silica gel Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000002904 solvent Substances 0.000 description 1
- 239000002915 spent fuel radioactive waste Substances 0.000 description 1
- 239000002344 surface layer Substances 0.000 description 1
- WFKWXMTUELFFGS-UHFFFAOYSA-N tungsten Chemical compound [W] WFKWXMTUELFFGS-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 238000009827 uniform distribution Methods 0.000 description 1
- VBWSWBQVYDBVGA-NAHFVJFTSA-N uranium-234;uranium-235;uranium-238 Chemical compound [234U].[235U].[238U] VBWSWBQVYDBVGA-NAHFVJFTSA-N 0.000 description 1
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
- G21C3/42—Selection of substances for use as reactor fuel
- G21C3/58—Solid reactor fuel Pellets made of fissile material
- G21C3/60—Metallic fuel; Intermetallic dispersions
-
- 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
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Chemical & Material Sciences (AREA)
- Dispersion Chemistry (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Inorganic Compounds Of Heavy Metals (AREA)
Abstract
Изобретение относится к ядерной технике, в частности к ядерному горючему и способам изготовления дисперсионных топливных таблеток тепловыделяющих элементов. Таблетка для изготовления тепловыделяющего элемента ядерного реактора на быстрых нейтронах содержит равномерно распределенные по объему твердое соединение урана и металлический плутоний. При этом плутоний находится в виде произвольно ориентированного элемента, выполненного из проволоки толщиной не более 0,5 мм. Технический результат – обеспечение экологической безопасности технологического процесса изготовления топливной таблетки за счет исключения пылеобразования соединений плутония, повышение прочности, теплопроводности и реактивности таблетки.
Description
Изобретение относится к ядерной технике, в частности, к ядерному горючему и способам изготовления дисперсионных топливных сердечников (таблеток) тепловыделяющих элементов (ТВЭЛ).
В настоящее время одним из основных инновационных направлений в атомной энергетике является разработка ядерных реакторов на быстрых нейтронах. В рамках данной разработки решаются следующие проблемы:
- создание «замкнутого топливного цикла», в котором в процессе выгорания исходного топлива (расходования исходного плутония), из присутствующего в топливе урана 238, нарабатывается плутоний, использующийся в следующей «кампании» после его выделения из отработанного топлива предыдущей «кампании»;
- расходование («сжигание») излишнего плутония, наработанного за годы гонки вооружений в соответствии с обязательствами правительств России и США.
Одним из основных элементов технологии быстрых реакторов является выбор вида и технологии тепловыделяющих элементов, в частности, смеси порошков, т.е. дисперсионной системы, в которую входят радиоактивные компоненты.
Известна дисперсионная система, предназначенная для изготовления таблеток тепловыделяющих элементов, содержащая крупку оксида урана в алюминиевой матрице (см. Займовский А.С. Тепловыделяющие элементы атомных реакторов. М.: Атомиздат, 1966 г., стр. 387)
Известна также дисперсионная система, содержащая смесь порошков окислов урана и алюминиевого порошка, используемая для изготовления металлокерамических сердечников ТВЭЛ. (Скоров Д.М. и др. Реакторное материаловедение. М.: Атомиздат, 1979 г., с. 177; Самойлов А.Г. и др. Тепловыделяющие элементы ядерных реакторов. М: Энергоатомиздат, 1996).
Введение в состав топливной композиции металлического компонента обеспечивает повышение прочности и теплопроводности таблетки, это улучшает эксплуатационные параметры тепловыделяющей сборки.
Известно изобретение GB 2023111A. опубл. 28.12.1979, МПК C01G 43/02, предлагающее смесь для изготовления топливной таблетки для тепловыделяющей сборки ядерных реакторов, в том числе для реакторов на быстрых нейтронах, т.е. содержащих порошки радиоактивных элементов-актинидов. В данном изобретении провозглашается уменьшение пыления ("dust"), отмечается необходимость исключения пылящих операций, полученные таблетки называют экологически чистыми за счет того, что исходная система «прекурсор, шихта», представляет собой не пылящие элементы («green»). Для этого смешанный раствор соединений урана и плутония (допускаются металлы) превращают в гель (типа силикагеля) с использованием органического гелеобразователя. Из геля методом каплепадения готовят шарики диаметром 3 мм. Из шариков в потоке углекислого газа при 600°С отгоняют органику, при этом гранулы соединений актинидов (или металлы) сохраняют сферическую форму. Шарики актинидов измельчают в шаровых или вибрационных мельницах в течение длительного времени (до 18 часов), затем прессуют и спекают при 1600°С.
Недостатком аналога является то, что при изготовлении таблеток обращение с пылью радиоактивных актинидов не устранено па заключительных технологических операциях, т.е. при выгрузке из смесителей и при дозировке в прессформы, кроме того, отгонка органики горячим газом также может привести к уносу дисперсной фазы соединений плутония, т.е. "green” - более чем сомнительна.
Наиболее близким по технической сущности и достигаемому результату является способ изготовления таблетированного уран-плутониевого топлива, патент RU 2068202. опубл. 20.10.96, МПК G21C 3/62, который выбран в качестве прототипа.
Таблетки, изготовленные заявленным способом, содержат гранулы, полученные из шихты, обработанной специальным способом, а именно: путем проведения окислительно-восстановительной обработки гранул с последующим прессованием таблеток и их спеканием. В зависимости от содержания плутония в смеси проводят один или несколько циклов окисления - восстановления. Данный способ позволяет получать гранулы с оптимальными характеристиками и обеспечить на стадии прессования и спекания условия для получения однородной структуры таблеток. Кроме того, способ, по утверждению авторов, обеспечивает снижение экологической опасности производства за счет уменьшения пылеобразования.
На самом деле, как и в британском изобретении GB 2023111 A, в технологии присутствуют все операции, связанные с пылением, а именно, дозирование, смешивание порошков, дозирование в прессформы, прессование, выгрузка и полировка таблеток перед спеканием, т.е. это операции технологического процесса приготовления нерадиоактивного порошка окиси урана.
Это является существенным недостатком способа, так как порошки соединений плутония являются исключительно опасными веществами для человека и окружающей среды. Следует особенно отметить несколько факторов, внушающих опасение:
- опыта работы персонала с оружейным металлическим плутонием недостаточно для работы с порошкообразным плутонием;
- объемы радиоактивного материала в технологии ТВЭЛ несравненно значительнее, чем при работе с оружейным плутонием, для одной тепловыделяющей сборки требуется около ста тысяч таблеток, а сборок десятки;
- несмотря на го, что все операции с порошками проводят в герметичных боксах, при массовых потоках пылящих порошков (содержащих микронные и субмикронные фракции) неизбежно загрязняются большие площади смесительного и дозирующего оборудования, боксы, перчатки, фильтры, что требует создания гораздо более мощной технологии дезактивации по сравнению с работами с оружейным плутонием.
- в случае аварийной ситуации (разгерметизация оборудования и т.п.) возникнет экологическая катастрофа, более значительная, чем даже диспергирование плутония при аварии ядерного заряда, например, при пожаре.
Задачей изобретения является разработка таблетированного уран-плутониевого топлива для реакторов на быстрых нейтронах, при изготовлении которого снижается экологическая опасность производства путем ликвидации пылеобразования соединений плутония, а также сохранение или увеличение прочности и реактивности топливных таблеток.
Технический результат при использовании изобретения заключается в следующем:
- обеспечивается повышенная экологическая безопасность технологического процесса изготовления топливной таблетки;
- исключается пылеобразование соединений плутония:
- повышаются прочность, теплопроводность, реактивность таблетки.
Для решения указанной задачи и достижения технического результата заявляется таблетка для изготовления тепловыделяющего элемента ядерного реактора на быстрых нейтронах. которая содержит равномерно распределенные по объему соединения урана (окись, нитрид и т.п.) и металлический плутоний, при этом плутоний находится в виде произвольно ориентированного элемента, выполненного из проволоки толщиной не более 0.5 мм.
Применение плутония в виде проволоки исключает процесс пылеобразования. Следует учитывать при этом, что в процессе спекания возможно перераспределение кислорода (особенно с использованием окислов урана с высокой валентностью), т.е. часть кислорода окислов урана перейдет в поверхностные слои плутония. Поскольку при прессовании образуются очень тонкие слои металла (вплоть до субмикронных), при прогреве будут возникать межчастичные мостики промежуточных окислов, прочность и теплопроводность элементов будет выше, чем при спекании твердых компонентов.
Аналогичные процессы будут происходить при спекании «проволочного» варианта при проведении спекания выше температуры плавления плутония. Режимы спекания должны быть оптимизированы с учетом перечисленных выше процессов.
Кроме увеличения прочности и теплопроводности возникает еще одно исключительно полезное свойство: увеличивается плотность элемента, как за счет уменьшения пористости, гак и за счет более высокой плотности металла по сравнению с плотностью окисла (19,9 и 11,4 г/см3 соответственно).
Тонкая проволока может дозироваться в виде беспорядочно спутанного объемного элемента (комка «путанки») или в виде витых протяженных элементов (типа пружин). В случае применения проволочных элементов для получения равномерного распределения металла в объеме элемента применяют два подхода:
- в предварительно подпрессованный проволочный элемент максимальной пористости порошок окиси урана дозируют с использованием вибрации;
- применяют также фильтрационное прессование. Для этого предварительно формуют в прессформе пористый образец из проволочного элемента определенною размера и массы. При этом оптимальная пористость элемента определяется свойствами фильтруемого порошка. Готовят суспензию из порошка в летучем растворителе, не взаимодействующим с веществом порошка. Суспензию дозируют в прессформу в необходимом количестве и прессуют с использованием прессформы, оборудованной ложным дном с металлическим фильтром. Элемент сушат и спекают.
Примеры конкретного исполнения.
Пример 1. В качестве примера конкретного исполнения приведен элемент-имитатор на основе композиции порошка окиси свинца (имитатор порошка соединения урана) и вольфрамовой проволоки (имитатор плутония) толщиной 0.2 мм 40% по объему (армирующий элемент). Из проволоки предварительно изготавливали витые элементы (пружинки) диаметром 2.0 мм длиной, обеспечивающей необходимый объем металла. Витые элементы укладывали в преесформу диаметром 11 мм, обеспечивая начальную пористость 0,2…03. Дозировку порошка производили при слабой вибрации преесформы. Прессование производили при давлении 600 МПа. В итоге получали прочные таблетки с проволочным каркасом, равномерно распределенным по объему таблетки.
Пример 2. Имитатор плутония - проволока из никеля диаметром 40 мкм в виде путанки, имитатор порошка соединения урана - порошок молекулярного органического вещества в виде спиртовой суспензии. Проволоку дозировали в прессформу диаметром 11 мм до 40% по объему. Прессформа оборудована ложным дном и фильтром (несколько слоев металлических и бумажных фильтров). В прессформу заливали суспензию порошка из расчета полного заполнения пор частицами порошка, прессовали при давлении 500 МПа, сушили на воздухе при 70°С до постоянной массы, при этом пористость не превышала 5%.
Предложенные в приведенных примерах лабораторные технологии, потребуют существенной переработки существующих промышленных технологических процессов. Однако, поскольку в соответствии с физикой работы реакторов на быстрых нейтронах не требуется высокая гомогенность ТВЭЛ (длина свободного пробега нейтронов существенно больше характерного размера таблетки), поэтому возможен вариант технологического процесса, в котором толщина проволоки составляет 0,2…0,5 мм и проволока рассекается на куски длиной 1-3 диаметра. Поток, состоящий из кусков проволоки и порошка соединения урана дозируют в прессформу (экструдер-секатор и дозатор порошка могут быть совмещены).
Заявляемое изобретение позволит повысить экологическую безопасность работ при изготовлении топливной таблетки за счет исключения пылеобразование соединений плутония, а также уменьшения влияния человеческого фактора при работе с радиоактивными порошками. Следует отметить, что при этом повышаются физико-механические параметры топливной таблетки.
Claims (1)
- Таблетка для изготовления тепловыделяющего элемента ядерного реактора на быстрых нейтронах, содержащая равномерно распределенные по объему твердое соединение урана и металлический плутоний, при этом плутоний находится в виде произвольно ориентированного элемента, выполненного из проволоки толщиной не более 0,5 мм.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2018101369A RU2672256C1 (ru) | 2018-01-15 | 2018-01-15 | Таблетка для изготовления тепловыделяющего элемента ядерного реактора на быстрых нейтронах |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2018101369A RU2672256C1 (ru) | 2018-01-15 | 2018-01-15 | Таблетка для изготовления тепловыделяющего элемента ядерного реактора на быстрых нейтронах |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2672256C1 true RU2672256C1 (ru) | 2018-11-13 |
Family
ID=64327862
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2018101369A RU2672256C1 (ru) | 2018-01-15 | 2018-01-15 | Таблетка для изготовления тепловыделяющего элемента ядерного реактора на быстрых нейтронах |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2672256C1 (ru) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2819594C2 (ru) * | 2020-12-21 | 2024-05-21 | Акционерное Общество "Наука И Инновации" | Способ корректировки изотопного состава плутония с использованием быстрого ядерного реактора с натриевым теплоносителем |
Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US3275525A (en) * | 1965-07-20 | 1966-09-27 | Clarence H Bloomster | Nuclear fuel element incorporating helical fissionable wire |
| RU2170956C1 (ru) * | 2000-07-31 | 2001-07-20 | Государственный научный центр РФ Всероссийский научно-исследовательский институт неорганических материалов им. акад. А.А. Бочвара | Твэл ядерного реактора |
| US20070284766A1 (en) * | 2003-10-29 | 2007-12-13 | Andre Feugier | Method for the Production of Nuclear Fuel Pellets |
| RU2572568C2 (ru) * | 2010-06-16 | 2016-01-20 | Коммиссариата А Л'Энержи Атомик Э О Энержи Альтернатив | Твердое прослоечное соединение с открытыми порами для топливного стержня |
-
2018
- 2018-01-15 RU RU2018101369A patent/RU2672256C1/ru active
Patent Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US3275525A (en) * | 1965-07-20 | 1966-09-27 | Clarence H Bloomster | Nuclear fuel element incorporating helical fissionable wire |
| RU2170956C1 (ru) * | 2000-07-31 | 2001-07-20 | Государственный научный центр РФ Всероссийский научно-исследовательский институт неорганических материалов им. акад. А.А. Бочвара | Твэл ядерного реактора |
| US20070284766A1 (en) * | 2003-10-29 | 2007-12-13 | Andre Feugier | Method for the Production of Nuclear Fuel Pellets |
| RU2572568C2 (ru) * | 2010-06-16 | 2016-01-20 | Коммиссариата А Л'Энержи Атомик Э О Энержи Альтернатив | Твердое прослоечное соединение с открытыми порами для топливного стержня |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2819594C2 (ru) * | 2020-12-21 | 2024-05-21 | Акционерное Общество "Наука И Инновации" | Способ корректировки изотопного состава плутония с использованием быстрого ядерного реактора с натриевым теплоносителем |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US3087881A (en) | Boiling water reactor with feed water injection nozzles | |
| Delahaye et al. | Application of the UMACS process to highly dense U1− xAmxO2±δ MABB fuel fabrication for the DIAMINO irradiation | |
| KR910009192B1 (ko) | 가연성 중성자 흡수체의 제조방법 | |
| US3263004A (en) | Process of making a sintered, homogeneous dispersion of nuclear fuel and burnable poison | |
| JP6275643B2 (ja) | 多孔性核燃料の製造方法 | |
| Phillips et al. | Fabrication of uranium oxycarbide kernels and compacts for HTR fuel | |
| KR20180121788A (ko) | SiC 및 흑연 매트릭스 TRISO-포함 페블 연료의 신속한 처리를 위한 공정 | |
| JP7258853B2 (ja) | 酸化ウランＵＯ２、任意の酸化プルトニウムＰｕＯ２、並びに任意の酸化アメリシウムＡｍＯ２及び／又は別のマイナーアクチニドの酸化物を含む粉末の製造方法 | |
| CA1107054A (en) | Process for the production of ceramic plutonium uranium nuclear fuel in the form of sintered pellets | |
| La Lumia et al. | Dense and homogeneous MOX fuel pellets manufactured using the freeze granulation route | |
| Remy et al. | Fabrication of uranium dioxide ceramic pellets with controlled porosity from oxide microspheres | |
| RU2672256C1 (ru) | Таблетка для изготовления тепловыделяющего элемента ядерного реактора на быстрых нейтронах | |
| Khot et al. | Development of Impregnated Agglomerate Pelletization (IAP) process for fabrication of (Th, U) O2 mixed oxide pellets | |
| RU2522744C2 (ru) | Композиционный топливный модельный материал с инертной пористой металлической матрицей и способ его изготовления | |
| JP2021521416A (ja) | 顆粒の被覆を有する粗い粒子の粉末の製造 | |
| Burkes et al. | A US perspective on fast reactor fuel fabrication technology and experience. Part II: Ceramic fuels | |
| US6783706B1 (en) | Method for dry process recycling of mixed (U,Pu)O2 oxide nuclear fuel waste | |
| Lahr | Fabrication, properties, and irradiation behavior of U/Pu particle fuel for light water reactors | |
| MacLeod et al. | Development of mixed-oxide fuel manufacture in the United Kingdom and the influence of fuel characteristics on irradiation performance | |
| Mukerjee et al. | Fabrication technologies for ThO2-based fuel | |
| WO2019114315A1 (zh) | 掺杂碳化硼的燃料芯块及其制造方法 | |
| Gündüz et al. | Effects of Different Parameters on the Densities of Uranium Dioxide and Uranium Dioxide–Gadolinium Oxide Fuels Produced by the Sol-Gel Technique | |
| KR100812952B1 (ko) | 지르코니아가 첨가된 중성자 흡수 소결체 및 이의 제조방법 | |
| WO2019050701A1 (en) | COMPOSITE FUEL WITH INCREASED OXIDATION RESISTANCE | |
| Mishra et al. | Fabrication of Nuclear Fuel Elements |