RU2684645C2 - Керамическое ядерное топливо, диспергированное в матрице из металлического сплава - Google Patents

Керамическое ядерное топливо, диспергированное в матрице из металлического сплава Download PDF

Info

Publication number
RU2684645C2
RU2684645C2 RU2016143823A RU2016143823A RU2684645C2 RU 2684645 C2 RU2684645 C2 RU 2684645C2 RU 2016143823 A RU2016143823 A RU 2016143823A RU 2016143823 A RU2016143823 A RU 2016143823A RU 2684645 C2 RU2684645 C2 RU 2684645C2
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
fuel
nuclear fuel
ceramic particles
raw materials
mixture
Prior art date
Application number
RU2016143823A
Other languages
English (en)
Other versions
RU2016143823A (ru
RU2016143823A3 (ru
Inventor
Леон С. УОЛТЕРС
Original Assignee
Эдвансед Реактор Консептс Ллк
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 Эдвансед Реактор Консептс Ллк filed Critical Эдвансед Реактор Консептс Ллк
Publication of RU2016143823A publication Critical patent/RU2016143823A/ru
Publication of RU2016143823A3 publication Critical patent/RU2016143823A3/ru
Application granted granted Critical
Publication of RU2684645C2 publication Critical patent/RU2684645C2/ru

Links

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
    • G21C3/02—Fuel elements
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C19/00—Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
    • G21C19/42—Reprocessing of irradiated fuel
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C21/00—Apparatus or processes specially adapted to the manufacture of reactors or parts thereof
    • G21C21/02—Manufacture of fuel elements or breeder elements contained in non-active casings
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C21/00—Apparatus or processes specially adapted to the manufacture of reactors or parts thereof
    • G21C21/02—Manufacture of fuel elements or breeder elements contained in non-active casings
    • G21C21/16—Manufacture of fuel elements or breeder elements contained in non-active casings by casting or dipping techniques
    • 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
    • G21C3/62—Ceramic fuel
    • G21C3/64—Ceramic dispersion fuel, e.g. cermet
    • 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

  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Ceramic Engineering (AREA)
  • Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Manufacturing & Machinery (AREA)
  • Dispersion Chemistry (AREA)
  • Powder Metallurgy (AREA)
  • Inorganic Compounds Of Heavy Metals (AREA)
  • Manufacture And Refinement Of Metals (AREA)
  • Manufacture Of Alloys Or Alloy Compounds (AREA)
  • Treatment Of Steel In Its Molten State (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

Изобретение относится к ядерному топливу, и более конкретно к металлическому ядерному топливу. Способ изготовления металлокерамического ядерного топлива с металлической топливной матрицей включает в себя расплав сырьевых материалов в индукционной печи, добавление керамических частиц. Осуществляют сифонную разливку смеси в форму. Керамические частицы включают в себя композицию, содержащую приблизительно 90% оксида урана, приблизительно 6% продуктов деления и приблизительно 1,5% трансурановых элементов. Изобретение позволяет решить проблему отработанного ядерного топлива и денатурировать Рu239 во время осуществления способа. 3 н. и 23 з.п. ф-лы.

Description

Область техники, к которой относится изобретение
Настоящее изобретение относится к ядерному топливу и, более конкретно, к металлическому ядерному топливу.
Предшествующий уровень техники
Ожидается, что мировой спрос на электроэнергию возрастет в два раза к 2030 году и в четыре раза к 2050 году. Рост мирового спроса на электроэнергию прогнозируется в развитых странах и, в еще большей степени, в развивающихся странах. Для удовлетворения этого быстрого роста спроса ядерная энергетика может быть реальным, экономически эффективным источником энергии.
Увеличение энергоснабжения от других источников, таких как вклад от выработки электроэнергии на основе природного газа, может быть ограничено высокими и конъюнктурными ценами на газ, выбросами парниковых газов, а также опасениями по поводу долгосрочной зависимости от нестабильных источников энергоснабжения. В то же время, формы альтернативной энергии (солнца, ветра, биомассы, ГЭС и т.д.) могут быть полезны в удовлетворении некоторого повышенного спроса. Они, однако, не достаточно распространены и не могут обеспечить достаточное количество дополнительной выработки электроэнергии на большинстве рынков, чтобы удовлетворить любую значительную часть нового спроса на электроэнергию.
Угольные электростанции могут обеспечить некоторое дополнительное энергоснабжение, но сжигание массовых количеств угля представляет серьезные политические препятствия, учитывая негативное воздействие на окружающую среду.
Обычные атомные электростанции также могут удовлетворить часть добавленного спроса. Однако обычным атомным электростанциям необходимо преодолеть многочисленные препятствия технологического и общественного принятия. Также могут потребоваться новые виды ядерного топлива.
Некоторые электростанции на базе реакторов на быстрых нейтронах могут иметь 20-летний заправочный интервал за счет замкнутого топливного цикла на основе технологии пирометаллургической рециклизации. Для начальной загрузки активной зоны можно использовать топливо на основе металлического сплава из композиции уран(U)/плутоний(Pu)/цирконий(Zr) или обогащенной композиции U/Zr. Для изготовления тепловыделяющих элементов (твэлов) можно использовать дистанционный процесс литья под давлением. Существует очень обширная база данных по облучению для стационарного состояния топлива, переходного процесса и характеристик безопасности топлива. Регенерированные твэлы из тройного сплава могут быть сильно радиоактивными, и хорошо разработаны технологии для их производства с использованием дистанционных операций с экранированием при температуре 1500-1600°С.
Подробное описание предпочтительных вариантов осуществления изобретения
Варианты осуществления настоящего изобретения могут включать в себя способы получения металлического ядерного топлива, которое включает керамические частицы. В некоторых вариантах осуществления настоящего изобретения керамические частицы могут включать в себя измельченное отработанное ядерное топливо (SNF, от англ. spent nuclear fuel) из легководного реактора (LWR, от англ. light water reactor). В некоторых вариантах осуществления изобретения керамические частицы могут включать оксид тория и/или оксид америция. В некоторых вариантах осуществления к смеси сплава можно добавлять материалы из отработанного реакторного топлива. Например, керамические частицы, такие как отработанное ядерное топливо из легководного реактора можно измельчать и диспергировать в матрице из металлического сплава.
Патент US 8,571,167, публикация US 2011/0194666 и публикация US 2011/0206173 включены в данное описание посредством ссылки во всей их полноте.
В некоторых вариантах осуществления изобретения керамические частицы из оксидов LWR-SNF можно объединять с металлическим топливом из реакторов на быстрых нейтронах в любом из следующих трех способов:
1. Сифонное литье топливного стержня. Частицы топлива SNF можно добавлять в шихту расплавленного металлического топлива перед сифонной разливкой кольцевого (или цилиндрического) топливного стержня. Шихту можно индуктивно нагревать с использованием двух частот таким образом, что изменение частоты будет обеспечивать перемешивание частиц SNF внутри расплава.
2. Литье под давлением сплошного топливного стержня. Частицы топлива SNF можно добавлять в шихту расплавленного металлического топлива перед литьем под давлением сплошных цилиндрических топливных стержней. Шихту можно нагревать, как описано в п. 1.
3. Способ порошковой металлургии. Частицы топлива SNF можно объединять (смешивать) с металлическими частицами топлива, полученными способом порошковой металлургии.
Максимальное количество частиц топлива SNF, которое может быть добавлено в металлическое топливо, должно приводить к получению непрерывной матрицы металлического топлива.
После короткого периода облучения микроструктура топлива может быть идентичной, по существу идентичной и/или функционально идентичной микроструктуре топлива, полученного литьем под давлением, без измельченных керамических частиц, независимо от того, какой из способов получения был использован. Таким образом, обширная база данных топлива, полученного литьем под давлением, без частиц SNF может быть отличным указателем ожидаемых характеристик облучения.
Детали способа и характеристики каждого способа получения тепловыделяющих элементов описаны ниже. Каждый из этих способов может способствовать решению проблемы SNF путем сжигания трансурановых элементов за несколько рециклов, и все они могут денатурировать Pu239 в этом способе. В некоторых вариантах осуществления изобретения тепловыделяющие элементы могут быть получены с использованием переработанного металлического топлива.
Сифонное литье
В некоторых системах можно использовать технологии сифонного литья для получения стержня для вставки в твэл со стальной оболочкой. Этот стержень может представлять собой кольцевой стержень с циркониевой (Zr) оболочкой. После облучения структура таким образом изготовленного твэла может быстро преобразоваться в структуру традиционной морфологии, получаемую с помощью традиционных способов изготовления путем литья под давлением так, что существующие обширные базы данных технических показателей таких твэлов продолжают применяться.
Хотя последующее обсуждение относится к иллюстративному варианту получения кольцевого топливного твэла, следует понимать, что для получения любого из множества твэлов, в том числе твэлов цилиндрической или другой формы, можно использовать сифонную разливку.
Сырьевые материалы для кольцевого твэла можно загружать в тигель для сифонной разливки и можно плавить в индукционной печи. Время, температуры, давления и другие условия плавления можно выбирать на основе исходных сырьевых материалов. Сырьевые материалы можно выбирать таким образом, чтобы получить требуемую композицию металлического урана (U) и трансурановых элементов плюс молибден (Мо) и/или цирконий (Zr). В некоторых вариантах осуществления исходные сырьевые материалы могут включать в себя, например, уран, цирконий, трансурановые элементы, переработанное металлическое топливо, а также их комбинации. В некоторых вариантах осуществления предварительно полученные тонкостенные циркониевые трубки можно плотно вставлять в туго пригнанные отверстия в графитовой форме. В отверстие в графитовой форме можно по центру устанавливать стержень. Пробку в нижней части тигля можно поднимать, после чего расплав металлического сплава может вытекать в форму и затвердевать.
Таким способом в некоторых вариантах осуществления может быть получен кольцевой стержень твэла, радиально заключенный в оболочку из Zr. Кольцевой стержень твэла может быть удален из формы и вставлен в герметично уплотняемую стальную оболочку. Концевые заглушки могут быть приварены. Набор таких твэлов можно объединять в сборку из множества твэлов.
В некоторых вариантах осуществления изобретения дозу измельченных керамических частиц можно добавлять в расплав после того, как металлический сплав становится расплавленным. Частота индукционной печи может быть настроена таким образом, чтобы создать режим взбалтывания расплавленного металла. Режим взбалтывания может служить для однородного смешивания керамических частиц в фазе расплавленного металла. Из существующих способов литья под давлением индукционный нагрев урана(U)/плутония(Pu)/циркония(Zr) и урана(U)/циркония(Zr) известен как возможность создания режимов взбалтывания путем регулирования частоты.
После периода времени взбалтывание может быть остановлено. Периоды времени взбалтывания могут быть выбраны для достижения однородного или почти однородного перемешивания смеси. Сифонную разливку можно проводить, как описано выше.
Замораживание, предпочтительно быстрое замораживание смеси может предотвратить повторное выделение керамики более низкой плотности из металлической фазы. Время и температуры замораживания могут быть выбраны так, чтобы предотвратить повторное выделение.
Полученный топливный стержень может представлять собой кольцевой стержень из металлокерамической (керметной) композиции с циркониевой (Zr) оболочкой, где делящийся несущий металлический сплав образует непрерывную матрицу и большая часть делящейся массы находится в металлической фазе. Соотношение металлического топлива и керамики может быть выбрано таким образом, что при облучении твэл создает непрерывную матрицу металлического топлива для обеспечения адекватной теплопроводности. В некоторых вариантах осуществления изобретения диспергированные керамические частицы могут включать в себя композицию, имеющую более приблизительно 90% оксида урана с приблизительно 6% продуктов деления и приблизительно 1,5% трансурановых элементов. Эти литейные операции могут выполняться дистанционно, как это обычно требуется при работе с отработанным ядерным топливом из легководного реактора.
Имеется множество потенциальных эксплуатационных преимуществ кольцевых форм топлива, а добавление возможности распоряжаться отработанным ядерным топливом может быть дополнительным преимуществом.
Литье под давлением
В некоторых системах известные технологии литья под давлением использовались для получения сплошного (т.е. некольцевого) стержня для вставки в твэл со стальной оболочкой. Этот стержень может быть сплошным топливным стержнем, который вставляют в свободно облегающую стальную оболочку с натриевым диффузионным слоем для достижения хорошей теплопроводности между стержнем и оболочкой. После облучения структура таким образом изготовленного твэла может быстро преобразоваться в структуру традиционной пористой морфологии, заполненную газообразными продуктами деления, получаемую с помощью способов изготовления путем литья под давлением так, что применяются существующие обширные базы данных технических показателей.
В некоторых вариантах осуществления изобретения способы литья под давлением могут быть модифицированы для включения в твэлы с металлическим топливом керамических частиц, таких как измельченное отработанное ядерное топливо из легководных реакторов. Сырье для твэла можно помещать в тигель и расплавлять в индукционной печи. Сырье можно выбирать для получения требуемой композиции металлического урана (U), трансурановых элементов и/или циркония (Zr).
В некоторых вариантах осуществления изобретения дозу измельченных керамических частиц можно добавлять в расплав после того, как металлический сплав становится расплавленным. Частота индукционной печи может быть настроена таким образом, чтобы создать режим взбалтывания расплавленного металла. Режим взбалтывания может служить для однородного смешивания керамических частиц в фазе расплавленного металла.
После периода времени взбалтывание может быть остановлено. Периоды времени взбалтывания могут быть выбраны для достижения однородного или почти однородного перемешивания смеси. Способ литья под давлением можно осуществлять для нагнетания расплава в форму.
Замораживание, предпочтительно быстрое замораживание смеси в форме может предотвратить повторное выделение керамики более низкой плотности из металлической фазы. Время и температуры замораживания могут быть выбраны так, чтобы предотвратить повторное выделение.
Полученный топливный стержень может представлять собой сплошной стержень из металлокерамической композиции, где делящаяся несущая металлическая матрица превышает грубо 50 об. % и большая часть делящейся массы находится в металлической фазе. Соотношение металлического топлива и керамики может быть выбрано таким образом, чтобы при облучении твэл создавал непрерывную матрицу металлического топлива, импрегнированную газообразными продуктами деления, для обеспечения адекватной теплопроводности. В некоторых вариантах осуществления изобретения диспергированные керамические частицы могут включать в себя композицию, содержащую более приблизительно 90% оксида урана с приблизительно 6% продуктов деления и приблизительно 1,5% трансурановых элементов. Эти операции литья под давлением можно выполнять дистанционно, как это обычно требуется при работе с отработанным ядерным топливом из легководного реактора.
Способ порошковой металлургии
Порошковая металлургия может облегчить производство керметных топливных композиций, в которых керамические частицы могут быть встроены в матрицу металлической фазы. Эта возможность так же, как и способы изготовления керметных твэлов путем сифонного литья и литья под давлением, может позволить измельчать керамическое топливо, такое как отработанное ядерное топливо из легководного реактора, и вводить измельченное керамическое топливо в закрытый топливный цикл, поддерживающий электростанции на базе быстрых реакторов. Это может обеспечить эффективный подход для решения сложной проблемы распоряжения ядерным топливом из легководного реактора. Возможно, можно сохранить применимость имеющихся баз данных характеристик топлива, ограничивая объемную фракцию керамической фазы.
Характеристики топлива
Во всех трех вариантах осуществления изобретения могут быть ограничения на объем керамических фракций, которые должны выполняться, чтобы сохранить применимость имеющихся баз данных, связанных с металлическим топливом, и для поддержания приемлемых диапазонов теплопроводности и достижения необходимых уровней интенсивности деления. Для первой загрузки активной зоны из обогащенного U/Zr объемная фракция керамики может быть такой, чтобы существовала непрерывная металлическая матрица. Для загрузки рециклированного топлива U/Pu/Zr массовая фракция керамики может составлять приблизительно 10 масс. % (как раз достаточно, чтобы восстановить выгоревшую массовую фракцию тяжелых металлов).
Уже зарекомендовавшие себя способы измельчения отработанного ядерного топлива из легководных реакторов, захвата выделенных газообразных продуктов деления, а также распределения частиц по размерам известны. Размеры частиц могут составлять в среднем от приблизительно 1 до приблизительно 100 микрон. Однородное распределение керамических частиц в отлитом твэле может быть релевантным для осуществления настоящего изобретения. Что касается увлажнения, небольшое количество керамических включений из-за примесей традиционно находят в твэлах, которые изготавливают современными способами литья под давлением. Увлажнение может достигаться при осуществлении этих способов.
Что касается слипания частиц, даже если во время изготовления происходит слипание керамических частиц, некоторая степень слипания не может существенно снизить внутреннюю производительность реактора, так как не может произойти создание "горячего пятна" высокой плотности деления в топливе из-за слипания частиц, поскольку обогащение частиц отработанного ядерного топлива из легководного реактора может составлять приблизительно от 1 до 2%, в то время как в металлической матрице оно может составлять более приблизительно 10%. Слипание может создать локальное "холодное пятно", которое не представляет никакой проблемы для производительности. Даже если способ изготовления обеспечивает менее совершенную гомогенизацию, проблемы горячих пятен не возникает.
Кроме того, внутреннее набухание может не приводить к слипанию частиц. В течение первого внутреннего выгорания, составляющего от 1 до 1,5%, могут образовываться микропузырьки газообразных продуктов деления и вызывать вытекание пластически деформируемой металлической фазы матрицы в приблизительно 25% свободного объема. Свободный объем имеется в центральном отверстии кольцевого твэла, в промежутке между топливным стержнем и оболочкой твэла, изготовленного литьем под давлением, и в открытых порах твэла, изготовленного способом порошковой металлургии. Поток металлической матрицы может захватывать внедренные в нее керамические частицы таким образом, что среднее разделяющее расстояние между частицами увеличивается. Слипания может не возникать.
Керамические частицы могут преимущественно включать U238. U238 может быть источником отрицательной обратной связи по реактивности на основании доплеровского эффекта в переходном процессе возрастания энерговыделения. В некоторых конструкциях реакторов тепловая постоянная времени керамических частиц с низкой теплопроводностью может затормозить быстроту отрицательной обратной связи по реактивности. Однако, влияние на переходные процессы других классов реакторов на быстрых нейтронах может быть незначительным по нескольким причинам. Во-первых, доплеровский эффект может не быть доминирующей обратной связью по реактивности в этих (малых) быстрых реакторах. Вместо этого может доминировать радиальное тепловое расширение. Во-вторых, в матрице металлической фазы керметного топлива, где тепловое нагревание может быть мгновенным или почти мгновенным, может содержаться более приблизительно 80% рециклизованного U238 (более приблизительно 65% от исходной загрузки топлива). Быстрая обратная связь от металлической фазы может доминировать над немного запаздывающей обратной связью от керамической фазы. Кроме того, керамические частицы могут быть очень мелкими, приблизительно от одной до приблизительно нескольких сотен микрон, и могут быть также связаны с окружающей металлической фазой. Таким образом, тепловая задержка керамических частиц может быть весьма небольшой.
Меры предосторожности и преимущества в сфере нераспространения
Введение в твэлы с металлическим сплавом частиц измельченного ядерного топлива из легководного реактора может обеспечить преимущества в сфере нераспространения. Это преимущество может быть особенно выгодным для первой загрузки активной зоны ураном менее 20%-ного обогащения и не содержащим трансурановых элементов (который сам по себе является нерадиоактивным). Для первой загрузки активной зоны после облучения результирующая топливная композиция может включать в себя плутоний, обогащенный Pu239, но не имеющий существенного загрязнения плутонием Pu240 и 241, и наоборот, в активной зоне с рециклированным топливом может содержаться смесь изотопов плутония, которая непривлекательна для использования для вооружений. Поэтому добавление измельченного LWR SNF в первую загрузку может предложить ряд преимуществ в сфере нераспространения.
Во-первых, частицы оксидов из измельченного отработанного ядерного топлива из легководных реакторов содержат продукты деления, которые обеспечивают поле излучения для самозащиты первой загрузки активной зоны, которая первоначально содержит нерадиоактивный металлический сплав, обогащенный ураном U/Zr, свежее топливо, незащищенное полем излучения во время транспортировки к реактору.
Важно отметить, что керамические частицы могут содержать изотопы Pu240 и 241. Размер частиц может быть достаточно небольшим и температура топлива может быть достаточно высокой, чтобы происходила значительная миграция изотопов через все границы раздела частица/матрица при внутренней радиационной бомбардировке. Таким образом, атомы Pu240 и 241 могут входить в металлическую матрицу и хорошо смешиваться со свежевоспроизведенным Pu239 в металлической матрице и наоборот.(Любой кислород, мигрирующий в металлическую фазу может поглощаться Zr.) Таким образом, только после короткого облучения в реакторе вновь воспроизведенный Pu239 может стать загрязненным плутонием Pu240 и 241, что делает его непривлекательным для использования в ядерном оружии.
"Денатурация" плутонием Pu240 и 241 в первой загрузке активной зоны может быть значительной, поскольку в этой первой загрузке объемная доля керамики может приближаться к приблизительно 50% с массовой долей тяжелых металлов приблизительно 35%. В отработанном ядерном топливе из легководного реактора массовая доля плутония составляет примерно 1,5%, а массовая доля плутония и изотопных примесей (240+241)/(239+240+241) Pu239 может составлять приблизительно 40%. В то время как соответствующая доля асимптотической композиции реакторов на быстрых нейтронах, достигаемая после нескольких рециклов, может составлять приблизительно 25%.
После первой кампании 20-летнего облучения с достижением выгорания приблизительно 8 ат % первая загрузка топлива может измениться примерно на 10% на пути от делящейся композиции, которая полностью состояла из U235, до композиции, которая полностью состоит из Pu. Композиция Pu239 может измениться от обогащенной плутонием 239 к содержащей асимптотическое (240+241) загрязнение Pu239.
После первой кампании 20-летнего облучения первая загрузка топлива в металлической фазе может внести вклад, например, (100-35 масс. % топлива) × (13 масс. % делящегося материала в топливе) × (1/10 Pu в делящемся материале) = 0,00845 в воспроизведенную массу атомов Pu239 в топливе.
Керамика может внести вклад, например, (35 масс. % топлива) × (1,5% Pu в топливе) × (40% 240 + 241 в Pu) = 0,0021 в массу атомов (240+241) для каждого атома плутония в топливе.
Поэтому, если происходит тщательное перемешивание, отношение (240+241)/(239+240+241) в керметном топливе при выгрузке может составлять приблизительно, например, (0,0021)/(0,00845+0,0021) = 0,199. Это может рассматриваться уже денатурированным настолько, что является асимптотическим числом. Смешивание изотопов может происходить в связи с температурой и температурным градиентом в твэлах, полем интенсивного излучения и продолжительностью воздействия этих условий. Миграция изотопов через границу раздела керамика/металл может создать однородное смешивание с воспроизведенным Pu239. Таким образом, существенная имманентная денатурация может быть доступна даже для первой загрузки топлива. Этот эффект может быть более низким для загрузок рециклированного топлива, так как массовая доля керамики может быть уменьшена до примерно 8-10 масс. %, но к этому времени плутоний может уже денатурироваться и рециклированное топливо может быть загружено с радиоактивными продуктами деления, оставшимися в процессе рецикла.
Хотя приведенное выше описание относится к предпочтительным вариантам осуществления изобретения, следует отметить, что другие варианты и модификации будут очевидны специалистам в данной области, и могут быть сделаны без отступления от сущности или объема настоящего изобретения. Кроме того, признаки, описанные в связи с одним из вариантов осуществления изобретения, могут быть использованы в сочетании с другими вариантами осуществления, даже если это явно не указано выше.

Claims (41)

1. Способ изготовления тепловыделяющего элемента с ядерным топливом и металлокерамической топливной матрицей, в котором:
расплавляют один или более сырьевых материалов металлического ядерного топлива в индукционной печи с получением расплавленного металлического сплава;
добавляют керамические частицы в расплавленный металлический сплав с получением смеси;
энергично перемешивают смесь;
осуществляют сифонную разливку смеси в форму и
оставляют смесь затвердевать в форме с получением тепловыделяющего элемента с ядерным топливом и металлокерамической топливной матрицей, причем керамические частицы включают в себя композицию, содержащую приблизительно 90% оксида урана, приблизительно 6% продуктов деления и приблизительно 1,5% трансурановых элементов.
2. Способ по п. 1, где перемешивание включает взбалтывание смеси с получением по существу однородного распределения частиц, причем указанное взбалтывание реализовано за счет настройки частоты индукционной печи.
3. Способ по п. 1, где керамические частицы включают измельченное отработанное ядерное топливо из легководного реактора - оксид тория, оксид америция и их комбинации.
4. Способ по п. 1, где керамические частицы включают оксид тория, оксид америция и их комбинации.
5. Способ по п. 1, где форма содержит цилиндрическое отверстие со стержнем приблизительно в центре этого цилиндрического отверстия.
6. Способ по п. 5, где полученный тепловыделяющий элемент с ядерным топливом и металлокерамической топливной матрицей представляет собой кольцевой тепловыделяющий элемент с ядерным топливом и металлокерамической топливной матрицей.
7. Способ по п. 1, где форма содержит одну или более циркониевых трубок, плотно вставленных в отверстия в форме.
8. Способ по п. 7, где полученный тепловыделяющий элемент представляет собой тепловыделяющий элемент с ядерным топливом и металлокерамической топливной матрицей, заключенный в циркониевую оболочку.
9. Способ по п. 1, где распределение керамических частиц в металлокерамической топливной матрице остается однородным после того, как смесь оставляют затвердевать путем быстрого замораживания.
10. Способ по п. 1, где один или более сырьевых материалов металлического ядерного топлива включает уран.
11. Способ по п. 1, где один или более сырьевых материалов металлического ядерного топлива включает (i) уран и (ii) цирконий или молибден.
12. Способ по п. 1, где один или более сырьевых материалов металлического ядерного топлива включает смеси урана и трансурановых элементов.
13. Способ изготовления тепловыделяющего элемента с ядерным топливом и металлокерамической топливной матрицей, в котором:
расплавляют один или более сырьевых материалов металлического ядерного топлива в индукционной печи с получением расплавленного металлического сплава;
добавляют керамические частицы в расплавленный металлический сплав с получением смеси;
энергично перемешивают смесь;
осуществляют литье под давлением смеси в форму, причем керамические частицы включают в себя исходную композицию, содержащую приблизительно 90% оксида урана, приблизительно 6% продуктов деления и приблизительно 1,5% трансурановых элементов; и оставляют смесь затвердевать в форме с получением тепловыделяющего элемента с ядерным топливом и металлокерамической топливной матрицей.
14. Способ по п. 13, где перемешивание включает взбалтывание расплавленного металлического сплава с достижением однородного смешивания керамических частиц в расплавленном металлическом сплаве, причем указанное взбалтывание реализовано за счет настройки частоты индукционной печи.
15. Способ по п. 13, где измельченные керамические частицы включают отработанное ядерное топливо из легководного реактора.
16. Способ по п. 13, где измельченные керамические частицы включают оксид тория.
17. Способ по п. 13, где смесь оставляют затвердевать путем замораживания.
18. Способ по п. 13, где один или более сырьевых материалов маталлического ядерного топлива включает уран.
19. Способ по п. 13, где один или более сырьевых материалов металлического ядерного топлива включает уран и цирконий.
20. Способ по п. 13, где один или более сырьевых материалов металлического ядерного топлива включает смеси урана и трансурановых элементов.
21. Способ изготовления тепловыделяющего элемента с металлическим ядерным топливом, в котором:
добавляют сырьевые материалы металлического ядерного топлива в виде частиц;
измельчают керамические частицы;
добавляют керамические частицы в сырьевые материалы металлического ядерного топлива в виде частиц;
смешивают измельченные керамические частицы с сырьевыми материалами металлического ядерного топлива в виде частиц с получением однородной смеси, причем размеры керамических частиц находятся в диапазоне от 1 до 100 микрон; и
прессуют смесь в стальную оболочку,
причем керамические частицы включают в себя композицию, содержащую приблизительно 90% оксида урана, приблизительно 6% продуктов деления и приблизительно 1,5% трансурановых элементов.
22. Способ по п. 21, где керамические частицы включают измельченное отработанное ядерное топливо из легководного реактора.
23. Способ по п. 21, где измельченные керамические частицы включают оксид тория, оксид америция и их комбинации.
24. Способ по п. 21, где один или более сырьевых материалов металлического ядерного топлива включает частицы урана.
25. Способ по п. 21, где один или более сырьевых материалов металлического ядерного топлива включает частицы урана и циркония.
26. Способ по п. 21, где один или более сырьевых материалов металлического ядерного топлива включает смеси частиц урана и трансурановых элементов.
RU2016143823A 2014-04-14 2015-04-07 Керамическое ядерное топливо, диспергированное в матрице из металлического сплава RU2684645C2 (ru)

Applications Claiming Priority (3)

Application Number Priority Date Filing Date Title
US201461979260P 2014-04-14 2014-04-14
US61/979,260 2014-04-14
PCT/US2015/024714 WO2015160571A1 (en) 2014-04-14 2015-04-07 Ceramic nuclear fuel dispersed in a metallic alloy matrix

Publications (3)

Publication Number Publication Date
RU2016143823A RU2016143823A (ru) 2018-05-14
RU2016143823A3 RU2016143823A3 (ru) 2018-09-28
RU2684645C2 true RU2684645C2 (ru) 2019-04-11

Family

ID=54265635

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU2016143823A RU2684645C2 (ru) 2014-04-14 2015-04-07 Керамическое ядерное топливо, диспергированное в матрице из металлического сплава

Country Status (8)

Country Link
US (1) US10424415B2 (ru)
JP (6) JP6850128B2 (ru)
KR (1) KR102374678B1 (ru)
CN (1) CN106663475A (ru)
CA (3) CA3194118A1 (ru)
GB (3) GB2586102B (ru)
RU (1) RU2684645C2 (ru)
WO (1) WO2015160571A1 (ru)

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2755261C1 (ru) * 2021-03-10 2021-09-14 Акционерное общество "Обнинское научно-производственное предприятие "Технология" им. А.Г.Ромашина" Атомная электростанция с керамическим реактором на быстрых нейтронах
RU2791731C1 (ru) * 2021-03-23 2023-03-13 Кабусики Кайся Тосиба Урановая тепловыделяющая сборка легководного реактора и способ функционирования ядерного топливного цикла

Families Citing this family (7)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US8767902B2 (en) 2010-02-22 2014-07-01 Advanced Reactor Concepts LLC Small, fast neutron spectrum nuclear power plant with a long refueling interval
GB2586102B (en) 2014-04-14 2021-05-05 Advanced Reactor Concepts LLC Ceramic nuclear fuel dispersed in a metallic alloy matrix
EP3401924B1 (en) 2017-05-12 2019-12-11 Westinghouse Electric Sweden AB A nuclear fuel pellet, a fuel rod, and a fuel assembly
CN107123455B (zh) * 2017-05-27 2019-08-09 中国工程物理研究院材料研究所 一种多孔燃料核心惰性基弥散燃料芯块的制备方法
CN109994235B (zh) * 2017-12-29 2022-03-22 中国核动力研究设计院 一种uo2燃料芯块的制备方法
CN109801717B (zh) * 2019-03-20 2023-09-15 中国人民解放军国防科技大学 一种减小pci效应的液态铅铋冷却小型反应堆用燃料棒
CN110828001B (zh) * 2019-10-23 2021-09-28 中国工程物理研究院材料研究所 一种提高铀装量的热导率改进型二氧化铀基燃料芯块及其制备方法

Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US20100303193A1 (en) * 2009-06-01 2010-12-02 Advanced Reactor Concepts LLC Particulate metal fuels used in power generation, recycling systems, and small modular reactors
US20110194666A1 (en) * 2010-01-13 2011-08-11 Advanced Reactor Concepts LLC Sheathed, annular metal nuclear fuel
WO2012138972A2 (en) * 2011-04-08 2012-10-11 Searete Llc Nuclear fuel and method of fabricating the same

Family Cites Families (218)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US1565771A (en) 1925-12-15 Strong
US1624704A (en) 1926-03-15 1927-04-12 Lamore Tile Machine Company Pneumatic core for block machines
US2894889A (en) 1949-07-19 1959-07-14 Jr Samuel H Paine Jacketed uranium slugs and method
US2939803A (en) * 1956-01-06 1960-06-07 Gordon N Steele Method of impregnating a porous material
GB831679A (en) * 1957-05-21 1960-03-30 Norton Grinding Wheel Co Ltd Ceramic nuclear fuel element
US2952056A (en) 1957-10-10 1960-09-13 Arthur B Shuck Apparatus and method for injection casting
US3197375A (en) 1958-10-28 1965-07-27 Dow Chemical Co Nuclear power reactor
US3098024A (en) 1959-01-27 1963-07-16 Engelhard Ind Inc Composite fuel elements for nuclear reactors
US2983663A (en) 1959-02-10 1961-05-09 Charles H Bassett Fuel element for nuclear reactors
US2992179A (en) 1959-03-17 1961-07-11 Charles H Bassett Fuel element for nuclear reactors
US3028330A (en) * 1959-04-07 1962-04-03 Rnb Corp Nuclear fuel elements having an autogenous matrix and method of making the same
US2941933A (en) * 1959-11-30 1960-06-21 William E Roake Fuel element for nuclear reactor
NL261178A (ru) 1960-03-07 1900-01-01
US3177578A (en) * 1961-03-28 1965-04-13 Martin Marietta Corp Method of making a fibrous fissionable member
DE1464128A1 (de) 1961-06-27 1969-03-27 Westinghouse Electric Corp Langgestreckte Bauelemente und Verfahren zu ihrer Herstellung
US3158547A (en) * 1961-06-30 1964-11-24 Air Reduction Method of encapsulating a graphite body containing metallic and ceramic particles
US3178354A (en) 1961-07-25 1965-04-13 Jackson & Moreland Inc Steam cooled nuclear reactor system with improved fuel element assembly
US3180632A (en) 1961-10-02 1965-04-27 North American Aviation Inc Coated crucible and crucible and mold coating method
NL299736A (ru) 1962-10-26
NL301862A (ru) 1962-12-26 1900-01-01
DE1199748B (de) 1963-05-15 1965-09-02 Kernforschung Mit Beschraenkte Verfahren zum Aufarbeiten von bestrahlten Kernbrennstoffen
US3372213A (en) * 1963-12-16 1968-03-05 Sumitomo Electric Industries Method of manufacturing oxide nuclear fuel containing a boride
US3328133A (en) 1964-02-10 1967-06-27 Japan Atomic Energy Res Inst Method for direct recovery of plutonium from irradiated nuclear fuel
GB1051954A (ru) 1964-04-08
NL133131C (ru) 1964-06-11
US3413383A (en) * 1964-10-28 1968-11-26 Hitachi Ltd Vibratory compaction method for the fabrication of ceramic nuclear fuel elements
US3215608A (en) 1965-02-19 1965-11-02 Ralph W Guenther Nuclear reactor core clamping system
US4147590A (en) 1965-09-01 1979-04-03 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Nuclear propulsion apparatus with alternate reactor segments
GB1198051A (en) 1966-06-21 1970-07-08 Atomic Energy Authority Uk Improvements in or relating to Ceramic Nuclear Fuel Materials
US3501411A (en) * 1967-06-21 1970-03-17 Grace W R & Co Process of preparing nuclear fuel
US3404200A (en) * 1967-08-08 1968-10-01 Atomic Energy Commission Usa Method of preparing a cermet nuclear fuel
US3506235A (en) 1967-09-12 1970-04-14 Atomic Energy Commission Fuel casting apparatus with collapsible core
GB1246275A (en) 1967-12-20 1971-09-15 Atomic Energy Authority Uk Improvements in or relating to nuclear reactor fuel elements
GB1238166A (ru) * 1968-03-23 1971-07-07
US3505170A (en) 1968-04-10 1970-04-07 Atomic Energy Commission Fuel subassembly for a liquid-metal-cooled fast reactor
US3579390A (en) * 1968-12-20 1971-05-18 Nasa Method of making a cermet
DE1926827A1 (de) 1969-05-27 1970-12-03 Kernforschungsanlage Juelich Verfahren zum Aufarbeiten von Brenn- und/oder Brutelementen fuer Kernreaktoren
BE754855A (fr) 1969-08-14 1971-02-15 Westinghouse Electric Corp Element combustible a pression interne
US3682774A (en) 1969-09-26 1972-08-08 North American Rockwell Core clamping system for a nuclear reactor
US3660075A (en) 1969-10-16 1972-05-02 Atomic Energy Commission CRUCIBLE COATING FOR PREPARATION OF U AND P ALLOYS CONTAINING Zr OR Hf
US3708393A (en) 1970-12-01 1973-01-02 Atomic Energy Commission Radial restraint mechanism for reactor core
US3778348A (en) 1971-02-12 1973-12-11 Atomic Energy Commission Nuclear fuel element with axially aligned fuel pellets and fuel microspheres therein
US3683975A (en) 1971-02-12 1972-08-15 Atomic Energy Commission Method of vibratory loading nuclear fuel elements
US3823067A (en) 1971-08-02 1974-07-09 United Nuclear Corp Shaped nuclear fissionable bodies
JPS549279B2 (ru) 1972-07-12 1979-04-23
SE383223B (sv) 1973-02-02 1976-03-01 Atomenergi Ab Kernbrensleelement for kraftreaktorer.
CA987135A (en) * 1973-06-28 1976-04-13 Alan M. Ross Uranium-base alloys
US3925151A (en) 1974-02-11 1975-12-09 Gen Electric Nuclear fuel element
US3969186A (en) 1974-02-11 1976-07-13 General Electric Company Nuclear fuel element
US4050638A (en) 1974-04-24 1977-09-27 Ngk Insulators, Ltd. Radioactive matter containing waste gas treating installation
JPS50152097A (ru) 1974-05-29 1975-12-06
US4000617A (en) 1975-01-27 1977-01-04 General Atomic Company Closed cycle gas turbine system
US4057465A (en) 1975-08-08 1977-11-08 Westinghouse Electric Corporation Nuclear reactor auxiliary heat removal system
JPS5847039B2 (ja) 1977-04-01 1983-10-20 石川島播磨重工業株式会社 核燃料の処理方法及び核方法に用いる処理装置
US4131511A (en) 1977-02-04 1978-12-26 Combustion Engineering, Inc. Nuclear fuel element
JPS53134189A (en) 1977-04-27 1978-11-22 Toshiba Corp Nuclear fuel element
US4473410A (en) 1977-08-01 1984-09-25 General Electric Company Nuclear fuel element having a composite coating
JPS5433991A (en) 1977-08-19 1979-03-13 Hitachi Ltd Fast breeder
SU714505A1 (ru) 1978-01-19 1980-02-05 Государственный Научно-Исследовательский Институт Им. Г.М.Кржижановского Ядерна энергетическа установка
US4257846A (en) 1978-01-19 1981-03-24 Westinghouse Electric Corp. Bi-brayton power generation with a gas-cooled nuclear reactor
US4292127A (en) 1978-04-14 1981-09-29 United Kingdom Atomic Energy Authority Nuclear fuel pins
US4229942A (en) 1978-06-06 1980-10-28 Kms Fusion, Inc. Radiolytic dissociative gas power conversion cycles
USRE31697E (en) 1978-06-06 1984-10-09 Kms Fusion, Inc. Radiolytic dissociative gas power conversion cycles
US4257847A (en) 1978-10-06 1981-03-24 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Nuclear breeder reactor fuel element with axial tandem stacking and getter
JPS55101894A (en) 1979-01-31 1980-08-04 Tokyo Shibaura Electric Co Fuel assembly
JPS57184510A (en) 1981-05-07 1982-11-13 Nippon Kokan Kk <Nkk> Automatic measuring method of pressing center of extrusion press and its device
FR2533354A1 (fr) 1982-09-22 1984-03-23 Commissariat Energie Atomique Circuit caloporteur secondaire pour un reacteur nucleaire a metal liquide
JPS5983082A (ja) 1982-11-04 1984-05-14 株式会社日立製作所 高速増殖炉の炉心構造
JPS5987696A (ja) 1982-11-10 1984-05-21 アドバンスト・マイクロ・デイバイシズ・インコ−ポレ−テツド センス率の制御装置
US4548347A (en) 1982-11-30 1985-10-22 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Automated fuel pin loading system
SE436078B (sv) 1983-03-30 1984-11-05 Asea Atom Ab Brenslestav for kernreaktor brenslestav for kernreaktor
JPS59185692A (ja) 1983-04-06 1984-10-22 Ricoh Co Ltd ジアゾ系感熱記録材料
US4853177A (en) 1983-05-06 1989-08-01 The Babcock & Wilcox Company Void plug for annular fuel pellets
US4526741A (en) 1983-06-10 1985-07-02 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Fuel assembly for the production of tritium in light water reactors
US4624828A (en) 1983-12-29 1986-11-25 Battelle Memorial Institute Metal-actinide nitride nuclear fuel
JPS60181694A (ja) 1984-02-28 1985-09-17 株式会社日立製作所 燃料要素の製造方法およびその装置
US4717534A (en) 1985-02-19 1988-01-05 Westinghouse Electric Corp. Nuclear fuel cladding containing a burnable absorber
US4687605A (en) 1985-02-19 1987-08-18 Westinghouse Electric Corp. Manufacturing automation system for nuclear fuel rod production
US4687629A (en) 1986-01-27 1987-08-18 Westinghouse Electric Corp. Fuel rod with annular nuclear fuel pellets having same U-235 enrichment and different annulus sizes for graduated enrichment loading
JPS62207995A (ja) 1986-03-07 1987-09-12 株式会社東芝 高速増殖炉
JPS633292A (ja) 1986-06-24 1988-01-08 株式会社東芝 高速増殖炉
JPS6373191A (ja) 1986-09-17 1988-04-02 株式会社東芝 高速増殖炉の運転方法
SU1764783A1 (ru) 1986-12-08 1992-09-30 Центральный научно-исследовательский дизельный институт Способ лить чугунных полых заготовок
GB8707614D0 (en) 1987-03-31 1987-05-07 Nat Nuclear Corp Ltd Reactivity control in nuclear reactors
US4778648A (en) 1987-04-24 1988-10-18 Westinghouse Electric Corp. Zirconium cladded pressurized water reactor nuclear fuel element
US4759911A (en) 1987-04-27 1988-07-26 The Babcock & Wilcox Company Gas cooled nuclear fuel element
GB2234849B (en) 1987-07-28 1991-05-01 Nat Nuclear Corp Ltd Nuclear reactor-based power source
JPS6473290A (en) 1987-09-16 1989-03-17 Westinghouse Electric Corp Liquid metal fast furnace
USH689H (en) 1987-11-24 1989-10-03 The United States of America as reprsented by the United States Department of Energy Fuel pin
JP2510648B2 (ja) 1988-01-22 1996-06-26 株式会社日立製作所 燃料要素
US4814046A (en) 1988-07-12 1989-03-21 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Process to separate transuranic elements from nuclear waste
JPH02236197A (ja) * 1988-08-25 1990-09-19 Kobe Steel Ltd Ｍｏｘ燃料ペレットおよびその充填方法
JPH02184792A (ja) 1989-01-11 1990-07-19 Hitachi Ltd 原子炉の炉心
US5044911A (en) 1989-04-06 1991-09-03 United States Department Of Energy Apparatus for injection casting metallic nuclear energy fuel rods
US4971753A (en) 1989-06-23 1990-11-20 General Electric Company Nuclear fuel element, and method of forming same
US4997596A (en) 1989-09-18 1991-03-05 General Electric Company Fissionable nuclear fuel composition
DE3938345A1 (de) 1989-11-17 1991-05-23 Interatom Fluessigmetallgekuehlter kernreaktor
US5112534A (en) 1990-03-05 1992-05-12 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Yttrium and rare earth stabilized fast reactor metal fuel
US6113982A (en) 1990-06-25 2000-09-05 Lanxide Technology Company, Lp Composite bodies and methods for making same
FR2665290B1 (fr) 1990-07-24 1994-06-10 Toshiba Kk Reacteur rapide.
EP0469616B1 (en) * 1990-08-03 1996-05-01 Kabushiki Kaisha Toshiba Transuranium elements transmuting reactor core, transuranium elements transmuting fuel pin and transuranium elements transmuting fuel assembly
DE4032521A1 (de) 1990-10-11 1992-04-16 Mannesmann Ag Stranggiesskokille
JP2500390B2 (ja) 1990-12-14 1996-05-29 動力炉・核燃料開発事業団 深海調査船用原子炉
JPH04270992A (ja) 1991-02-27 1992-09-28 Toshiba Corp 免震高速増殖炉
JP3031644B2 (ja) 1991-07-31 2000-04-10 株式会社日立製作所 燃料集合体及び炉心
JP2703428B2 (ja) 1991-08-29 1998-01-26 株式会社東芝 小型高速炉
JPH0713662B2 (ja) 1992-01-06 1995-02-15 財団法人電力中央研究所 小型液体金属冷却高速炉
US5219519A (en) 1992-02-21 1993-06-15 General Electric Company Increased fuel column height for boiling water reactor fuel rods
US5317611A (en) 1992-05-05 1994-05-31 Westinghouse Electric Corp. Stackable truncated conical shell fuel element and an assembly thereof for a nuclear thermal engine
US5420897A (en) * 1992-07-30 1995-05-30 Kabushiki Kaisha Toshiba Fast reactor having reflector control system
US5377246A (en) 1992-10-28 1994-12-27 General Electric Company Elliptical metal fuel/cladding barrier and related method for improving heat transfer
JPH06194477A (ja) 1992-12-24 1994-07-15 Hitachi Ltd 核燃料棒
US5437747A (en) 1993-04-23 1995-08-01 General Electric Company Method of fabricating zircalloy tubing having high resistance to crack propagation
US5519748A (en) 1993-04-23 1996-05-21 General Electric Company Zircaloy tubing having high resistance to crack propagation
JPH06324169A (ja) 1993-05-14 1994-11-25 Central Res Inst Of Electric Power Ind 高速増殖炉用金属燃料被覆管
US5341407A (en) 1993-07-14 1994-08-23 General Electric Company Inner liners for fuel cladding having zirconium barriers layers
JP2668646B2 (ja) 1993-11-17 1997-10-27 動力炉・核燃料開発事業団 高速炉炉心
US5419886A (en) 1994-03-08 1995-05-30 Rockwell International Corporation Method for generation of finely divided reactive plutonium oxide powder
JPH07294676A (ja) 1994-04-27 1995-11-10 Toshiba Corp 燃料集合体および原子炉の炉心
US5742653A (en) 1994-05-19 1998-04-21 General Electric Company Vertical and lateral restraint stabilizer for core shroud of boiling water reactor
US5608768A (en) 1995-01-17 1997-03-04 General Electric Company Threaded fuel rod end plugs and related method
US5502754A (en) 1995-02-02 1996-03-26 General Electric Company Lateral restraint for core plate of boiling water reactor
JP3735392B2 (ja) * 1995-02-24 2006-01-18 株式会社東芝 使用済燃料の再処理方法
JPH0933687A (ja) 1995-07-25 1997-02-07 Hitachi Ltd 使用済原子燃料の再処理方法
JPH0943391A (ja) 1995-07-27 1997-02-14 Toshiba Corp 核燃料リサイクルシステム
JPH0943389A (ja) 1995-07-27 1997-02-14 Toshiba Corp アクチニドリサイクルシステム
US5828715A (en) 1995-08-22 1998-10-27 Hitachi, Ltd. Fuel rods, its manufacturing method and fuel assembly
JPH09119994A (ja) 1995-08-22 1997-05-06 Hitachi Ltd 燃料棒及びその製造方法並びに燃料集合体
FR2744557B1 (fr) * 1996-02-07 1998-02-27 Commissariat Energie Atomique Materiau combustible nucleaire composite et procede de fabrication du materiau
JPH09251088A (ja) 1996-03-14 1997-09-22 Toshiba Corp 核燃料要素
US6056703A (en) 1996-04-03 2000-05-02 Rush Presbyterian-St Luke's Medical Center Method and apparatus for characterizing gastrointestinal sounds
US5711826A (en) 1996-04-12 1998-01-27 Crs Holdings, Inc. Functionally gradient cladding for nuclear fuel rods
US5822388A (en) 1996-11-15 1998-10-13 Combustion Engineering Inc. MOX fuel arrangement for nuclear core
JPH10170677A (ja) 1996-12-06 1998-06-26 Kawasaki Heavy Ind Ltd 高速炉燃料集合体のグリッドスペーサの構造
JPH10319169A (ja) 1997-05-21 1998-12-04 Japan Atom Energy Res Inst ヘリウム冷却高速増殖炉
RU2124767C1 (ru) 1997-08-26 1999-01-10 Государственный научный центр РФ Всероссийский научно-исследовательский институт неорганических материалов им.акад. А.А.Бочвара Твэл ядерного реактора
US6091791A (en) 1997-08-29 2000-07-18 General Electric Company Shroud attachment for a boiling water reactor
JPH11326571A (ja) 1998-05-14 1999-11-26 Central Res Inst Of Electric Power Ind 原子炉用金属燃料要素
US6297419B1 (en) * 1998-05-29 2001-10-02 British Nuclear Fuels Plc Method of waste treatment
US6230480B1 (en) 1998-08-31 2001-05-15 Rollins, Iii William Scott High power density combined cycle power plant
KR100293482B1 (ko) * 1998-09-08 2001-07-12 이종훈 핵연료소결체의제조방법
US6233298B1 (en) 1999-01-29 2001-05-15 Adna Corporation Apparatus for transmutation of nuclear reactor waste
US6243433B1 (en) 1999-05-14 2001-06-05 General Electic Co. Cladding for use in nuclear reactors having improved resistance to stress corrosion cracking and corrosion
US6298108B1 (en) 1999-07-21 2001-10-02 Yousef M. Farawila Nuclear fuel rod with upward-shifted pellet stack and a device to realize same
WO2001022883A1 (en) 1999-09-29 2001-04-05 Siemens Corporate Research, Inc. Multi-modal cardiac diagnostic decision support system and method
JP2001181060A (ja) * 1999-12-27 2001-07-03 Nuclear Fuel Ind Ltd 粒子分散型セラミックスの製造方法
US7139352B2 (en) * 1999-12-28 2006-11-21 Kabushiki Kaisha Toshiba Reactivity control rod for core
US6343107B1 (en) 2000-02-01 2002-01-29 General Electric Company Shroud repair apparatus
FR2805075B1 (fr) 2000-02-15 2002-05-10 Franco Belge Combustibles Procede de controle d'une operation de fermeture etanche par soudage de l'extremite d'un canal de remplissage traversant le bouchon superieur d'un crayon de combustible nucleaire
ATE450310T1 (de) 2000-09-04 2009-12-15 Pebble Bed Modular Reactor Pty Kernreaktor
JP2002131459A (ja) 2000-10-25 2002-05-09 Central Res Inst Of Electric Power Ind 原子炉用金属燃料要素
JP2002181976A (ja) 2000-12-14 2002-06-26 Central Res Inst Of Electric Power Ind 原子炉及びこれを備える原子力プラント
US6888713B2 (en) 2000-12-21 2005-05-03 Douglas Wayne Stamps Device and method to mitigate hydrogen explosions in vacuum furnaces
JP4312969B2 (ja) * 2001-03-02 2009-08-12 東京電力株式会社 使用済原子燃料の再処理方法
JP3530939B2 (ja) 2001-08-09 2004-05-24 東京工業大学長 原子炉プラント
US6840913B2 (en) 2001-03-09 2005-01-11 Biomedical Acoustic Research Corp. Acoustic detection of gastric motility dysfunction
US20020181642A1 (en) * 2001-06-04 2002-12-05 Swaminathan Vaidyanathan Zirconium-alloy clad fuel rods containing metal oxide for mitigation of secondary hydriding
KR20050035154A (ko) 2001-10-11 2005-04-15 페블 베드 모듈러 리엑터(프로프라이어터리) 리미티드 원자력 발전소의 작동 방법
JP2004101199A (ja) 2002-09-04 2004-04-02 Japan Nuclear Cycle Development Inst States Of Projects 振動充填型原子炉燃料棒
RU2244347C2 (ru) 2002-10-24 2005-01-10 Открытое акционерное общество "Машиностроительный завод" Стержневой тепловыделяющий элемент водоводяного энергетического реактора
US6909765B2 (en) 2003-02-03 2005-06-21 Westinghouse Electric Company Llc Method of uprating an existing nuclear power plant
US6768781B1 (en) 2003-03-31 2004-07-27 The Boeing Company Methods and apparatuses for removing thermal energy from a nuclear reactor
US7333584B2 (en) 2004-01-14 2008-02-19 Hitachi - Ge Nuclear Energy, Ltd. Nuclear power plant and operation method thereof
DE112005000402T5 (de) 2004-02-18 2008-06-12 Ebara Corp. Verfahren und Vorrichtung zur Wasserstoffproduktion
JP2005232522A (ja) 2004-02-18 2005-09-02 Ebara Corp 原子力発電プラントにおける水素製造システム
JP4247410B2 (ja) 2004-07-16 2009-04-02 独立行政法人 日本原子力研究開発機構 使用済み燃料の再利用方法及び高速炉の炉心構造
US7521007B1 (en) 2004-10-04 2009-04-21 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Methods and apparatuses for the development of microstructured nuclear fuels
US7614233B2 (en) 2005-01-28 2009-11-10 Hitachi-Ge Nuclear Energy, Ltd. Operation method of nuclear power plant
JP2006226905A (ja) 2005-02-18 2006-08-31 Japan Nuclear Cycle Development Inst States Of Projects 金属燃料高速炉炉心
US20080144762A1 (en) * 2005-03-04 2008-06-19 Holden Charles S Non Proliferating Thorium Nuclear Fuel Inert Metal Matrix Alloys for Fast Spectrum and Thermal Spectrum Thorium Converter Reactors
JP2006284429A (ja) 2005-04-01 2006-10-19 Nuclear Fuel Ind Ltd 金属燃料製造用モールドホルダー及びモールドホルダー用撹拌治具
JP2006328260A (ja) 2005-05-27 2006-12-07 Japan Electronic Materials Corp 熱交換媒体
US20070064861A1 (en) * 2005-08-22 2007-03-22 Battelle Energy Alliance, Llc High-density, solid solution nuclear fuel and fuel block utilizing same
US7961835B2 (en) 2005-08-26 2011-06-14 Keller Michael F Hybrid integrated energy production process
FR2895137B1 (fr) * 2005-12-19 2008-02-15 Commissariat Energie Atomique Procede de fabrication d'un materiau dense pour combustible nucleaire et produit susceptible d'etre obtenu par ce procede.
JP4724848B2 (ja) 2006-04-21 2011-07-13 独立行政法人 日本原子力研究開発機構 核熱利用コンバインドブレイトンサイクル発電システム装置
JP5062806B2 (ja) 2006-04-27 2012-10-31 東京エレクトロン株式会社 群管理システム、プロセス情報管理装置、制御装置、およびプログラム
FR2901627B1 (fr) * 2006-05-24 2009-05-01 Commissariat Energie Atomique Procede de retraitement d'un combustible nucleaire use et de preparation d'un oxyde mixte d'uranium et de plutonium
KR100804406B1 (ko) 2006-07-15 2008-02-15 한국원자력연구원 이중 냉각 핵연료봉의 상, 하부 봉단마개
EP1909294A1 (en) * 2006-10-03 2008-04-09 The European Atomic Energy Community (EURATOM), represented by the European Commission High burn-up nuclear fuel pellets
JP4936906B2 (ja) 2007-01-11 2012-05-23 株式会社東芝 原子力システム
US20080240334A1 (en) * 2007-03-30 2008-10-02 Battelle Memorial Institute Fuel elements for nuclear reactor system
US20090022259A1 (en) * 2007-07-20 2009-01-22 General Electric Company Fuel rod with wear-inhibiting coating
JP4825763B2 (ja) 2007-09-21 2011-11-30 株式会社東芝 反射体制御方式の高速炉
EA010962B1 (ru) 2007-11-28 2008-12-30 Общество С Ограниченной Ответственностью "Ринкоэнерго" Энергоблок атомной электростанции и способ его эксплуатации
JP5090946B2 (ja) * 2008-02-01 2012-12-05 白川 利久 Ｂｗｒの核燃料棒および核燃料集合体
JP5006233B2 (ja) * 2008-03-18 2012-08-22 白川 利久 トリウム系核燃料を用いた増殖可能な核燃料集合体。
US8535604B1 (en) * 2008-04-22 2013-09-17 Dean M. Baker Multifunctional high strength metal composite materials
JP4909951B2 (ja) 2008-07-14 2012-04-04 株式会社東芝 中性子遮蔽体
US8333230B2 (en) 2008-07-17 2012-12-18 Battelle Energy Alliance, Llc Casting methods
DE102008055468B4 (de) * 2008-12-01 2010-09-02 Nukem Technologies Gmbh Verfahren und Anordnung zur Herstellung von Brennstoffkernen
JP5014318B2 (ja) 2008-12-04 2012-08-29 日本電信電話株式会社 スペクトル配置方法、制御局装置、送信局装置、受信局装置及び通信システム
KR101023233B1 (ko) * 2009-04-06 2011-03-21 한국수력원자력 주식회사 무연삭 환형 핵연료 소결체 제조방법
US9567876B2 (en) 2009-06-05 2017-02-14 Gas Technology Institute Reactor system and solid fuel composite therefor
FR2949598B1 (fr) * 2009-09-02 2013-03-29 Commissariat Energie Atomique Procede de preparation d'un combustible nucleaire poreux a base d'au moins un actinide mineur
FR2953637B1 (fr) * 2009-12-04 2012-03-23 Commissariat Energie Atomique Crayon de combustible nucleaire et procede de fabrication de pastilles d'un tel crayon
US8767902B2 (en) * 2010-02-22 2014-07-01 Advanced Reactor Concepts LLC Small, fast neutron spectrum nuclear power plant with a long refueling interval
US20110194667A1 (en) 2010-02-08 2011-08-11 Battelle Energy Alliance, Llc Dopants for high burnup in metallic nuclear fuels
US20110317794A1 (en) * 2010-06-03 2011-12-29 Francesco Venneri Nuclear fuel assembly and related methods for spent nuclear fuel reprocessing and management
US20130264726A1 (en) * 2010-09-27 2013-10-10 Diamorph Ab Nitride Nuclear Fuel and Method for Its Production
US9466398B2 (en) * 2010-09-27 2016-10-11 Purdue Research Foundation Ceramic-ceramic composites and process therefor, nuclear fuels formed thereby, and nuclear reactor systems and processes operated therewith
US9299464B2 (en) * 2010-12-02 2016-03-29 Ut-Battelle, Llc Fully ceramic nuclear fuel and related methods
US20120207261A1 (en) 2011-02-08 2012-08-16 Noel James L Nuclear Power Facility
WO2012129677A1 (en) * 2011-03-28 2012-10-04 Torxx Group Inc. Ceramic encapsulations for nuclear materials and systems and methods of production and use
US20130010914A1 (en) * 2011-07-08 2013-01-10 Battelle Energy Alliance, Llc Composite materials, bodies and nuclear fuels including metal oxide and silicon carbide and methods of forming same
KR101218774B1 (ko) 2011-12-23 2013-01-09 한국원자력연구원 고속로용 핵연료봉
WO2014028731A1 (en) * 2012-08-15 2014-02-20 University Of Florida Research Foundation, Inc. High density uo2 and high thermal conductivity uo2 composites by spark plasma sintering (sps)
US8826639B2 (en) 2012-08-22 2014-09-09 Hi Eff Rescue LLC High efficiency power generation system and system upgrades
EP2893537A2 (en) * 2012-09-05 2015-07-15 Transatomic Power Corporation Nuclear reactors and related methods and apparatus
US10280527B2 (en) 2012-09-13 2019-05-07 Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc Methods of fabricating metallic fuel from surplus plutonium
KR101462738B1 (ko) * 2012-12-31 2014-11-17 한국원자력연구원 세라믹 미소셀이 배치된 핵분열생성물 포획 소결체 및 이의 제조방법
US10020084B2 (en) 2013-03-14 2018-07-10 Energysolutions, Llc System and method for processing spent nuclear fuel
US10032528B2 (en) * 2013-11-07 2018-07-24 Ultra Safe Nuclear Corporation Fully ceramic micro-encapsulated (FCM) fuel for CANDUs and other reactors
US20150184549A1 (en) 2013-12-31 2015-07-02 General Electric Company Methods and systems for enhancing control of power plant generating units
GB2586102B (en) 2014-04-14 2021-05-05 Advanced Reactor Concepts LLC Ceramic nuclear fuel dispersed in a metallic alloy matrix
CA2975322A1 (en) 2015-01-28 2016-08-04 Advanced Reactor Concepts LLC Fabrication of metallic nuclear fuel
RU2018145665A (ru) 2016-06-03 2020-07-09 Эдвансед Реактор Консептс Ллк Наращивание выходной мощности ранее развернутых атомных электростанций
KR20190092508A (ko) 2016-12-11 2019-08-07 어드밴스드 리액터 컨셉트 엘엘씨 부하추종 및 열병합 발전 능력을 갖춘 소형 모듈형 원자로 전력 플랜트 및 사용 방법

Patent Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US20100303193A1 (en) * 2009-06-01 2010-12-02 Advanced Reactor Concepts LLC Particulate metal fuels used in power generation, recycling systems, and small modular reactors
RU2011154565A (ru) * 2009-06-01 2013-07-20 Эдвансд Риэктор Консептс Ллк Металлическое топливо в виде частиц, используемое для выработки электроэнергии, системы переработки, а также небольшие модульные реакторы
US20110194666A1 (en) * 2010-01-13 2011-08-11 Advanced Reactor Concepts LLC Sheathed, annular metal nuclear fuel
WO2012138972A2 (en) * 2011-04-08 2012-10-11 Searete Llc Nuclear fuel and method of fabricating the same

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2755261C1 (ru) * 2021-03-10 2021-09-14 Акционерное общество "Обнинское научно-производственное предприятие "Технология" им. А.Г.Ромашина" Атомная электростанция с керамическим реактором на быстрых нейтронах
RU2791731C1 (ru) * 2021-03-23 2023-03-13 Кабусики Кайся Тосиба Урановая тепловыделяющая сборка легководного реактора и способ функционирования ядерного топливного цикла

Also Published As

Publication number Publication date
KR20160145658A (ko) 2016-12-20
JP7238179B2 (ja) 2023-03-13
US10424415B2 (en) 2019-09-24
GB2586103A (en) 2021-02-03
JP6850128B2 (ja) 2021-03-31
JP2024120916A (ja) 2024-09-05
RU2016143823A (ru) 2018-05-14
RU2016143823A3 (ru) 2018-09-28
JP2021063814A (ja) 2021-04-22
JP7289808B2 (ja) 2023-06-12
GB2538687B (en) 2020-12-30
CA2944530C (en) 2023-06-20
GB2586102A (en) 2021-02-03
GB201616776D0 (en) 2016-11-16
CA3194118A1 (en) 2015-10-22
GB2538687A (en) 2016-11-23
KR102374678B1 (ko) 2022-03-14
JP2017515105A (ja) 2017-06-08
GB2586102B (en) 2021-05-05
JP2022062224A (ja) 2022-04-19
JP2020106543A (ja) 2020-07-09
CA2944530A1 (en) 2015-10-22
GB2586103B (en) 2021-05-05
US20150294747A1 (en) 2015-10-15
CN106663475A (zh) 2017-05-10
WO2015160571A1 (en) 2015-10-22
JP2023065566A (ja) 2023-05-12
GB202015050D0 (en) 2020-11-04
GB202015054D0 (en) 2020-11-04
JP7506209B2 (ja) 2024-06-25
CA3194114A1 (en) 2015-10-22

Similar Documents

Publication Publication Date Title
RU2684645C2 (ru) Керамическое ядерное топливо, диспергированное в матрице из металлического сплава
Lee et al. Nuclear applications for ultra‐high temperature ceramics and MAX phases
US20110194666A1 (en) Sheathed, annular metal nuclear fuel
Savchenko et al. Fuel of novel generation for PWR and as alternative to MOX fuel
CN103943161B (zh) 用于重水反应堆的多相堆芯设计和钍基燃料
KR100963472B1 (ko) 금속 핵연료 입자가 봉입된 금속 시스를 포함하는금속핵연료봉 및 이의 제조방법
Hayes et al. Development of metallic fuels for actinide transmutation
Osaka et al. A novel concept for americium-containing target for use in fast reactors
Loewen et al. PRISM reference fuel design
Hayes Metallic Fuels for Fast Reactors
Durand et al. Preliminary developments of MTR plates with uranium nitride
Savchenko et al. New concept of designing composite fuel for fast reactors with closing fuel cycle
Chen et al. Mixed oxides in nuclear fuels
Damahuri et al. An investigation into the feasibility of thorium fuels utilization in seed-blanket configurations for TRIGA PUSPATI Reactor (RTP)
Fei et al. Uranium startup fast reactors with metal fuel using once-through fuel cycle
Gutierrez et al. Preliminary fabrication studies of alternative LMFBR carbide fuels
Warin et al. The preparation of the EFTTRA-T5 americium transmutation experiment
Cui et al. Analysis of Sustainable Thorium Fuel Utilization in Molten Salt Reactors Starting From Enriched Uranium
Iqbal et al. PWR-to-accelerator driven system fuel cycle employing dry process
Price et al. Prospects of the high-temperature reactor
Pham et al. Core management and full core conversion status of the Dalat nuclear research reactor
Khustochkin Theory of a film-type stream-forming device.[Granulation procedure]
Yang et al. Performance comparison of liquid metal and gas cooled ATW system point designs
KR20140047425A (ko) 입자형 금속 핵연료용 펠렛 및 이의 제조방법
Waber TERNARY ALLOY-CONTAINING PLUTONIUM