RU2763048C1 - Металлокерамический сплав на основе урана - Google Patents
Металлокерамический сплав на основе урана Download PDFInfo
- Publication number
- RU2763048C1 RU2763048C1 RU2021113961A RU2021113961A RU2763048C1 RU 2763048 C1 RU2763048 C1 RU 2763048C1 RU 2021113961 A RU2021113961 A RU 2021113961A RU 2021113961 A RU2021113961 A RU 2021113961A RU 2763048 C1 RU2763048 C1 RU 2763048C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- alloy
- uranium
- molybdenum
- phase
- fuel
- Prior art date
Links
- 229910052770 Uranium Inorganic materials 0.000 title claims abstract description 57
- JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N uranium(0) Chemical compound [U] JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N 0.000 title claims abstract description 57
- 229910002109 metal ceramic alloy Inorganic materials 0.000 title abstract 4
- 239000000078 metal ceramic alloy Substances 0.000 title abstract 4
- 229910045601 alloy Inorganic materials 0.000 claims abstract description 123
- 239000000956 alloy Substances 0.000 claims abstract description 123
- 229910052750 molybdenum Inorganic materials 0.000 claims abstract description 53
- 239000011733 molybdenum Substances 0.000 claims abstract description 52
- ZOKXTWBITQBERF-UHFFFAOYSA-N Molybdenum Chemical compound [Mo] ZOKXTWBITQBERF-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 45
- IJGRMHOSHXDMSA-UHFFFAOYSA-N Atomic nitrogen Chemical compound N#N IJGRMHOSHXDMSA-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 23
- 229910052710 silicon Inorganic materials 0.000 claims abstract description 23
- 239000010703 silicon Substances 0.000 claims abstract description 22
- XUIMIQQOPSSXEZ-UHFFFAOYSA-N Silicon Chemical compound [Si] XUIMIQQOPSSXEZ-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 21
- 229910052782 aluminium Inorganic materials 0.000 claims abstract description 21
- XAGFODPZIPBFFR-UHFFFAOYSA-N aluminium Chemical compound [Al] XAGFODPZIPBFFR-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 21
- OKTJSMMVPCPJKN-UHFFFAOYSA-N Carbon Chemical compound [C] OKTJSMMVPCPJKN-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 15
- 229910052799 carbon Inorganic materials 0.000 claims abstract description 14
- QVGXLLKOCUKJST-UHFFFAOYSA-N atomic oxygen Chemical compound [O] QVGXLLKOCUKJST-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 13
- 229910052760 oxygen Inorganic materials 0.000 claims abstract description 13
- 239000001301 oxygen Substances 0.000 claims abstract description 13
- 229910052726 zirconium Inorganic materials 0.000 claims abstract description 13
- VYZAMTAEIAYCRO-UHFFFAOYSA-N Chromium Chemical compound [Cr] VYZAMTAEIAYCRO-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 12
- QCWXUUIWCKQGHC-UHFFFAOYSA-N Zirconium Chemical compound [Zr] QCWXUUIWCKQGHC-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 12
- 239000011651 chromium Substances 0.000 claims abstract description 12
- 229910052757 nitrogen Inorganic materials 0.000 claims abstract description 12
- 229910052804 chromium Inorganic materials 0.000 claims abstract description 11
- 239000010955 niobium Substances 0.000 claims abstract description 11
- 229910052758 niobium Inorganic materials 0.000 claims abstract description 11
- 229910052751 metal Inorganic materials 0.000 claims abstract description 10
- 239000002184 metal Substances 0.000 claims abstract description 10
- GUCVJGMIXFAOAE-UHFFFAOYSA-N niobium atom Chemical compound [Nb] GUCVJGMIXFAOAE-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 10
- ATJFFYVFTNAWJD-UHFFFAOYSA-N Tin Chemical compound [Sn] ATJFFYVFTNAWJD-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 9
- 229910052718 tin Inorganic materials 0.000 claims abstract description 9
- 239000011135 tin Substances 0.000 claims abstract description 9
- RTAQQCXQSZGOHL-UHFFFAOYSA-N Titanium Chemical compound [Ti] RTAQQCXQSZGOHL-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 8
- 239000010936 titanium Substances 0.000 claims abstract description 8
- 229910052719 titanium Inorganic materials 0.000 claims abstract description 8
- 238000002844 melting Methods 0.000 claims description 51
- 230000008018 melting Effects 0.000 claims description 49
- 238000000137 annealing Methods 0.000 claims description 22
- 238000000265 homogenisation Methods 0.000 claims description 20
- 239000011195 cermet Substances 0.000 claims description 13
- 239000000446 fuel Substances 0.000 abstract description 32
- 238000005275 alloying Methods 0.000 abstract description 17
- 239000000919 ceramic Substances 0.000 abstract description 15
- 239000011159 matrix material Substances 0.000 abstract description 12
- 239000000463 material Substances 0.000 abstract description 8
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 abstract description 7
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 abstract description 6
- 229910000831 Steel Inorganic materials 0.000 abstract description 5
- 238000006243 chemical reaction Methods 0.000 abstract description 5
- 239000002131 composite material Substances 0.000 abstract description 5
- 230000000694 effects Effects 0.000 abstract description 5
- 239000010959 steel Substances 0.000 abstract description 5
- 238000011160 research Methods 0.000 abstract description 4
- 238000005025 nuclear technology Methods 0.000 abstract description 3
- 239000003381 stabilizer Substances 0.000 abstract description 2
- 239000004411 aluminium Substances 0.000 abstract 2
- 229910008894 U—Mo Inorganic materials 0.000 abstract 1
- 239000000126 substance Substances 0.000 abstract 1
- 230000005855 radiation Effects 0.000 description 15
- 239000006104 solid solution Substances 0.000 description 13
- KTEXACXVPZFITO-UHFFFAOYSA-N molybdenum uranium Chemical compound [Mo].[U] KTEXACXVPZFITO-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 12
- 239000000203 mixture Substances 0.000 description 11
- 230000015572 biosynthetic process Effects 0.000 description 8
- OOAWCECZEHPMBX-UHFFFAOYSA-N oxygen(2-);uranium(4+) Chemical compound [O-2].[O-2].[U+4] OOAWCECZEHPMBX-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 8
- FCTBKIHDJGHPPO-UHFFFAOYSA-N uranium dioxide Inorganic materials O=[U]=O FCTBKIHDJGHPPO-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 8
- 229910001182 Mo alloy Inorganic materials 0.000 description 7
- 238000000034 method Methods 0.000 description 7
- 229910001220 stainless steel Inorganic materials 0.000 description 7
- 230000008961 swelling Effects 0.000 description 7
- 229910000711 U alloy Inorganic materials 0.000 description 6
- 150000001875 compounds Chemical class 0.000 description 5
- 230000007423 decrease Effects 0.000 description 5
- 239000000155 melt Substances 0.000 description 5
- 150000002739 metals Chemical class 0.000 description 5
- 238000010587 phase diagram Methods 0.000 description 5
- 230000006641 stabilisation Effects 0.000 description 5
- 238000011105 stabilization Methods 0.000 description 5
- 239000010935 stainless steel Substances 0.000 description 5
- 238000004458 analytical method Methods 0.000 description 4
- 230000005496 eutectics Effects 0.000 description 4
- 230000006698 induction Effects 0.000 description 4
- 229910000765 intermetallic Inorganic materials 0.000 description 4
- 238000005253 cladding Methods 0.000 description 3
- 238000000354 decomposition reaction Methods 0.000 description 3
- 239000011257 shell material Substances 0.000 description 3
- XEEYBQQBJWHFJM-UHFFFAOYSA-N Iron Chemical compound [Fe] XEEYBQQBJWHFJM-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 229910017263 Mo—C Inorganic materials 0.000 description 2
- 229910017305 Mo—Si Inorganic materials 0.000 description 2
- 229910017339 Mo—Sn Inorganic materials 0.000 description 2
- PXHVJJICTQNCMI-UHFFFAOYSA-N Nickel Chemical compound [Ni] PXHVJJICTQNCMI-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 229910001069 Ti alloy Inorganic materials 0.000 description 2
- 239000000654 additive Substances 0.000 description 2
- 239000012298 atmosphere Substances 0.000 description 2
- 239000002826 coolant Substances 0.000 description 2
- 230000000779 depleting effect Effects 0.000 description 2
- 239000007789 gas Substances 0.000 description 2
- 239000008187 granular material Substances 0.000 description 2
- 229910002804 graphite Inorganic materials 0.000 description 2
- 239000010439 graphite Substances 0.000 description 2
- 229910001092 metal group alloy Inorganic materials 0.000 description 2
- JKQOBWVOAYFWKG-UHFFFAOYSA-N molybdenum trioxide Chemical compound O=[Mo](=O)=O JKQOBWVOAYFWKG-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 238000001556 precipitation Methods 0.000 description 2
- 230000000087 stabilizing effect Effects 0.000 description 2
- 238000012932 thermodynamic analysis Methods 0.000 description 2
- 229910000838 Al alloy Inorganic materials 0.000 description 1
- RYGMFSIKBFXOCR-UHFFFAOYSA-N Copper Chemical compound [Cu] RYGMFSIKBFXOCR-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910001295 No alloy Inorganic materials 0.000 description 1
- 229910002796 Si–Al Inorganic materials 0.000 description 1
- -1 U-Mo-Al Chemical class 0.000 description 1
- 238000013459 approach Methods 0.000 description 1
- 239000012300 argon atmosphere Substances 0.000 description 1
- MVXWAZXVYXTENN-UHFFFAOYSA-N azanylidyneuranium Chemical compound [U]#N MVXWAZXVYXTENN-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 238000005266 casting Methods 0.000 description 1
- 239000004035 construction material Substances 0.000 description 1
- 238000001816 cooling Methods 0.000 description 1
- 229910052802 copper Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000010949 copper Substances 0.000 description 1
- 238000005260 corrosion Methods 0.000 description 1
- 230000007797 corrosion Effects 0.000 description 1
- 238000011161 development Methods 0.000 description 1
- 238000010586 diagram Methods 0.000 description 1
- 238000004455 differential thermal analysis Methods 0.000 description 1
- 239000006185 dispersion Substances 0.000 description 1
- 238000010438 heat treatment Methods 0.000 description 1
- 238000007654 immersion Methods 0.000 description 1
- 230000003993 interaction Effects 0.000 description 1
- 229910052742 iron Inorganic materials 0.000 description 1
- 238000003754 machining Methods 0.000 description 1
- 229910052759 nickel Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000011824 nuclear material Substances 0.000 description 1
- 230000003287 optical effect Effects 0.000 description 1
- 239000004033 plastic Substances 0.000 description 1
- 230000008092 positive effect Effects 0.000 description 1
- DECCZIUVGMLHKQ-UHFFFAOYSA-N rhenium tungsten Chemical compound [W].[Re] DECCZIUVGMLHKQ-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 102200052313 rs9282831 Human genes 0.000 description 1
- 229910021332 silicide Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000007787 solid Substances 0.000 description 1
- 239000000243 solution Substances 0.000 description 1
- 238000005507 spraying Methods 0.000 description 1
- 239000007858 starting material Substances 0.000 description 1
- 238000005728 strengthening Methods 0.000 description 1
- 238000012360 testing method Methods 0.000 description 1
- 230000000699 topical effect Effects 0.000 description 1
- 230000007704 transition Effects 0.000 description 1
- WFKWXMTUELFFGS-UHFFFAOYSA-N tungsten Chemical compound [W] WFKWXMTUELFFGS-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910052721 tungsten Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000010937 tungsten Substances 0.000 description 1
- JFALSRSLKYAFGM-OIOBTWANSA-N uranium-235 Chemical compound [235U] JFALSRSLKYAFGM-OIOBTWANSA-N 0.000 description 1
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
Images
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
-
- C—CHEMISTRY; METALLURGY
- C22—METALLURGY; FERROUS OR NON-FERROUS ALLOYS; TREATMENT OF ALLOYS OR NON-FERROUS METALS
- C22C—ALLOYS
- C22C43/00—Alloys containing radioactive materials
-
- 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)
- Chemical & Material Sciences (AREA)
- Physics & Mathematics (AREA)
- Ceramic Engineering (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- Dispersion Chemistry (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Materials Engineering (AREA)
- Mechanical Engineering (AREA)
- Metallurgy (AREA)
- Organic Chemistry (AREA)
- Manufacture Of Alloys Or Alloy Compounds (AREA)
- Manufacture And Refinement Of Metals (AREA)
Abstract
Изобретение относится к атомной технике, а именно к металлокерамическому сплаву на основе урана и может быть использовано при изготовлении ядерного топлива тепловыделяющих элементов (ТВЭЛОВ) для коммерческих реакторов на тепловых нейтронах типа ВВЭР (как толерантное топливо), а также для реакторов на быстрых нейтронах и исследовательских реакторов. Повышение термодинамической стабильности и реакционной стойкости металлокерамического сплава на основе урана является техническим результатом изобретения, который достигается тем, что сплав на основе урана содержит 2,5-12 мас.% молибдена, основные керамические фазы, содержащие кислород, углерод и азот в количестве 0,1-3,0 мас.%, с возможным легированием сплава дополнительными элементами в виде кремния, олова, хрома, алюминия, образующих интерметаллидные фазы, а также с легированием сплава элементами, являющимися гамма-стабилизаторами, а именно ниобием, титаном, цирконием. Металлокерамический сплав на основе урана, содержащий молибден, в виде композитной металлокерамической структуры сплава, состоит из матричной γ-(U-Mo) фазы и керамической и (или) интерметаллидной фазы или фаз. Сплав сохраняет низкий захват тепловых нейтронов, имеет высокую температуру ликвидуса, и совместим с конструкционными материалами, в том числе с оболочками из сталей, алюминия. 2 з.п. ф-лы, 14 ил., 3 табл., 7 пр.
Description
Изобретение относится к атомной технике и может быть использовано при изготовлении ядерного топлива тепловыделяющих элементов (твэлов) для коммерческих реакторов на тепловых нейтронах типа ВВЭР (как толерантное топливо), а также для реакторов на быстрых нейтронах и исследовательских реакторов.
Во всем мире в рамках международной программы по разработке толерантного топлива (Accident Tolerant Fuel-ATF) разрабатывается более теплопроводное, чем диоксид урана, металлическое топливо (cold fuel), позволяющее снизить рабочие температуры топлива до 500-600°С, в частности, дисилицид урана и уран-молибденовые сплавы [H.J. Chichester, R.D. Mariani, S.L. Hayes, J.R. Kennedy, A.E. Wright, Y.S. Kim, "Advanced metallic fuel for ultra-high burn-up: irradiation tests in ATR", Embedded Topical on Nuclear Fuel and Structural Material, American Nuclear Society (2012) P 1349-1351].
Металлическое ядерное топливо (уран-молибден) обладает большей ураноемкостью (на 40-50% больше, чем у диоксида урана), что позволяет также увеличить коэффициент конверсии ядерного топлива, снизить его обогащение, продлить кампанию твэлов и увеличить КИУМ (коэффициент использования установленной мощности), что в конечном итоге положительно скажется на экономике топливного цикла.
Кроме того, в рамках программы ATF предполагается применение более стойких к пароциркониевой реакции оболочек из нержавеющих сталей, имеющих значительно больший, чем у циркония, захват тепловых нейтронов [S.J. Zinkle, К.А. Terrani, J.C. Gehin, L.J. Ott, L.L. Snead, Accident tolerant fuels for LWRs: A perspective, Journal of Nuclear Materials 448 (2014) P 374-379]. Чтобы не превышать нормированное ограничение в 5% обогащения по урану-235 у заводов-изготовителей, также требуется применение в этом случае более ураноемкого топлива. Известно, что уран-молибденовое топливо (ОМ-9) применялось в реакторах типа ВВЭР-Билибинской АЭС, AM, Белоярской АЭС, правда, в виде дисперсного топлива [Самойлов А.Г., Каштанов А.И., Волков B.C. "Дисперсионные тепловыделяющие элементы ядерных реакторов", том 1. М.: - Энергоиздат, 1982, с 295].
Однако уран-молибденовое топливо имеет недостатки, сдерживающее его применение в реакторах типа ВВЭР. Это относительно большое распухание, свойственное всем металлическим сплавам на основе урана, низкая температура ликвидуса и значительный захват тепловых нейтронов у U-Mo сплавов. Кроме того, при применении этого топлива в качестве толерантного (ATF) с оболочками из нержавеющей стали возможно "проедание" оболочек при аварийных ситуациях типа LOCA (Loss Off Coolant Accident-авария с потерей теплоносителя), так как чистый уран образует низкоплавкие эвтектики с железом, никелем и хромом.
Известен сплав урана [патент GB 809597, МПК С22С 43/00, опубл. 25.02.1959], содержащий 5-15% масс. молибдена и 15-25% масс. ниобия.
Повышенное содержание молибдена и ниобия в сплаве дополнительно стабилизирует гамма фазную структуру урана, способствует повышению термодинамической стабильности структуры и повышению температуры ликвидуса сплава примерно до 1400°С.
Однако, повышенное содержание поглощающих тепловые нейтроны элементов (молибден и ниобий), а также заметное снижение ураноемкости сплава (с 15,9 г/см3 у U-9Mo до 8,0-12,4 г/см3 у данного сплава) при столь значительном содержании легирующих элементов, делает его неприемлемым для использования в реакторах на тепловых нейтронах и в среднем значении не превышает ураноемкость диоксида урана 9,6 г/см3.
Известен сплав урана [патент GB 766061, МПК С22С 43/00, опубл. 16.01.1957], содержащий 0,1-5% масс. молибдена и 0,1-5% масс. кремния.
Данный сплав имеет достаточно малое сечение захвата тепловых нейтронов и повышенную радиационную стойкость за счет выделения U-Mo-Si интерметаллидных фаз, имеющих более низкий коэффициент распухания.
Однако он имеет следующие недостатки. Содержание кремния в сплаве при данном количестве молибдена приводит к образованию интерметаллидной фазы состава U-9,3Mo-2Si, в которой имеется повышенное содержание молибдена, по сравнению с твердым гамма фазным раствором на основе урана. Тем самым, переход его в интерметаллидную фазу приводит к распаду гамма твердого раствора даже при максимальном содержании молибдена в 5%. Меньшее же содержание молибдена приводит к образованию альфа фазы с низкими радиационными свойствами.
Кремний в количестве до 1,5% при данном содержании молибдена понижает температуру ликвидуса сплава до 1000-1100°С и способствует образованию эвтектики.
Повышенное содержание кремния снижает ураноемкость данного сплава (при 5% Mo и 5% Si ураноемкость сплава составляет 12,9 г/см, что значительно ниже, чем у сплава ОМ-9 (15,9 г/см3).
Известен сплав урана [патент GB 766060, МПК С22С 43/00, опубл. 16.01.1957], содержащий 6-10% масс. молибдена.
Повышенное содержание молибдена в сплаве дополнительно стабилизирует гамма фазную структуру урана и способствует повышению термодинамической стабильности структуры. Его ураноемкость не ниже 15,0 г/см3, что перспективно для его применения в твэлах реакторов на тепловых и быстрых нейтронах. Однако он имеет следующие недостатки.
Данный сплав с гамма фазной структурой обладает невысокой температурой ликвидуса (1250°С), что не соответствует требованиям, предъявляемым к толерантному ядерному топливу (ATF) - не менее 1400°С - выше пароциркониевой реакции. Пароциркониевая реакция начинается примерно при 861°С, а при 1200°С начинает развиваться очень быстро и становится самоподдерживающейся [Самойлов О.Б., Усынин Г.Б., Бахметьев А.М. Безопасность ядерных энергетических установок. - М: Энергоатомиздат, 1989-280 с.].
Он обладает значительным распуханием под облучением, свойственным всем металлическим сплавам урана, невысокой термодинамической стабильностью (для нижнего предела составов 6-8%) и относительно большим захватом тепловых нейтронов (для верхнего предела составов 8-10%).
Данный сплав, как и все подобные сплавы типа однофазного гамма твердого раствора активно взаимодействуют с конструкционными оболочечными и матричными материалами (нержавеющей сталью и алюминием), что не позволяет улучшить совместимость материалов при эксплуатации в реакторе и аварийных ситуациях.
Наиболее близким аналогом к заявляемому является сплав урана [патент DE 1151389, МПК С22С 43/00; G21C 3/60, опубл. 11.07.1963], содержащий 2-6% масс, молибдена, 0,1-1,0% алюминия и 0,1-1,0% кремния.
Данный сплав имеет достаточно малое сечение захвата тепловых нейтронов. Его ураноемкость не ниже 14,9 г/см3, что перспективно для его применения в твэлах реакторов на тепловых и быстрых нейтронах. Он имеет повышенную прочность и, следовательно, радиационную стойкость.
В то же время в его структуре сложные комплексные U-Mo-Si-Al интерметаллидные фазы имеют повышенное содержание молибдена и уменьшают стабильность гамма фазного твердого раствора, что приводит к образованию радиационно нестойкой альфа фазы урана и нивелирует эффект радиационной стойкости. Чтобы сохранить стабильность гамма фазы при данном содержании алюминия и кремния, необходимо повышение содержания молибдена до 10-12%, что приводит к повышению захвата тепловых нейтронов.
Данный сплав имеет низкую температуру ликвидуса 970-1120°С и способствует образованию эвтектики.
Хотя интерметаллидные фазы и улучшают частично радиационную стойкость металлического сплава, однако она недостаточна для его применения в реакторах типа ВВЭР вместо керамического топлива из диоксида урана, так как керамика по радиационной стойкости значительно превосходит интерметаллидные соединения. К тому же объемная доля интерметаллидных фаз в сплаве невелика (1-10%).
Низкое содержание в структуре интерметаллидных фаз, в состав которых входят алюминий и кремний, активно взаимодействующих с конструкционными материалами (сталью и алюминием), не позволяет улучшить совместимость сплавов.
Уран-молибденовые сплавы можно условно разделить на две группы. Первая, с низким содержанием молибдена (0,4-4,0%) с нестабильной структурой, состоящей в зависимости от концентрации молибдена из α, α' и α'' фаз, с небольшим количеством гамма фазы, увеличивающейся с повышением содержания молибдена. Они сильно распухают под облучением, склонны к формоизменению, сильнее взаимодействуют с материалами оболочек (сталью) и матрицей (алюминиевыми сплавами), а также обладают низкой коррозионной стойкостью в воде. По этим причинам возможность их применения ограничена. Поэтому обычно применяют вторую группу сплавов со структурой кубической гамма фазы с повышенным содержанием молибдена (5-10%), которая эту группу стабилизирует. Следует отметить, что стабильность гамма фазы могут обеспечить также ряд других легирующих элементов-ниобий, цирконий, титан. Однако они менее эффективны, чем молибден и к тому же в большей степени снижают ураноемкость сплава.
Однако только верхний предел содержания по молибдену (9-10%), обеспечивает относительную стабильность гамма фазы при изготовлении и эксплуатации топлива, хотя и его бывает недостаточно для полной и равновесной стабилизации гамма фазы. Снижение содержания молибдена до нижнего предела, с целью улучшения некоторых его свойств, например, уменьшения захвата тепловых нейтронов, ведет к потере его структурной стабильности, распаду до альфа фазы и потере его основных радиационных свойств.
Таким образом, анализ известных урановых гамма фазных сплавов, используемых в ядерных реакторах, показал, что в настоящее время отсутствуют сплавы, обладающие термодинамической стабильностью при сохранении низкого захвата тепловых нейтронов, высокой радиационной стойкостью (низким распуханием), высокой температурой ликвидуса, и совместимостью с конструкционными оболочечными (нержавеющая сталь) и матричными материалами (алюминий).
Задачей, на решение которой направлено предлагаемое изобретение, является получение сплава на основе урана с композитной металлокерамической структурой, состоящей из матричной γ-(U-Mo) фазы, керамических фаз и интерметаллидных фаз.
Техническим результатом предлагаемого изобретения является получение гамма фазного металлокерамического уран-молибденового сплава, обладающего термодинамической стабильностью при сохранении низкого захвата тепловых нейтронов, более высокой температурой ликвидуса, более высокой радиационной стойкостью (меньшей склонностью к распуханию) и совместимостью с конструкционными материалами: с оболочками из сталей при аварийных ситуациях типа LOCA (реакторы типа ВВЭР) и с алюминиевой матрицей (исследовательские реакторы).
Технический результат достигается тем, что металлокерамический сплав на основе урана, содержит молибден U-Mo-X, причем он дополнительно содержит по крайней мере один элемент X, выбранный из группы, содержащей кислород, углерод, азот при следующем соотношении компонентов, % масс.:
| Молибден | 2,5-12,0 |
X - по крайней мере один из элементов, выбранный из группы:
| Кислород | 0,1-3,0 |
| Углерод | 0,1-2,0 |
| Азот | 0,1-3,0 |
| Уран | Остальное |
В частном варианте исполнения металлокерамический сплав на основе урана, отличается тем, что он дополнительно содержит по крайней мере один металл Y, выбранный из группы, содержащей кремний, олово, хром, алюминий, ниобий, цирконий, титан, где
Y - по крайней мере один из металлов в % масс., выбранный из группы:
| Кремний | 0,1-3,5 |
| Олово | 0,1-3,0 |
| Хром | 0,1-2,0 |
| Алюминий | 0,1-1,0 |
| Ниобий | 0,1-5,0 |
| Цирконий | 0,1-5,0 |
| Титан | 0,1-5,0 |
Металлокерамический сплав на основе урана получен плавкой с последующим гомогенизационным отжигом.
Для решения поставленной задачи предлагается принципиально новый подход к легированию U-Mo сплавов, состоящий в получении композитной металлокерамической структуры. Она состоит из матричной γ-(U-Mo) фазы и керамической и (или) интерметаллидной фазы или фаз, имеющих высокую радиационную стойкость и высокие температуры плавления. Эти фазы имеют максимальную плотность по урану, хорошую совместимость с алюминием, и не содержат молибден, остающийся в структуре гамма фазы для ее стабилизации.
Основная сложность легирования γ-U фазных сплавов, например U-Mo топлива, заключается в уменьшении стабильности γ-(U-Mo) фазы за счет снижения содержания в ней молибдена при добавлении легирующих элементов, в частности алюминия. Часть молибдена из гамма урановой фазы входит в интерметаллическую фазу, тем самым, обедняя твердый раствор гамма фазы по молибдену. Это должно уменьшать ее стабильность. Для предотвращения этого явления применен термодинамический анализ с использованием диаграмм состояния.
На Фиг. 1 приведен тип диаграммы состояния U-Mo сплава с образованием тройных интерметаллических соединений (U-Mo-Al).
На Фиг. 2 приведен тип диаграммы состояния U-Mo сплава с образованием двойных соединений (U-Mo-C изотермический разрез при 1500°С).
На Фиг. 3 представлен внешний вид слитка сплава U-4,2Mo-1,5C по примеру 1.
На Фиг. 4 представлена микроструктура сплава U-4,2Mo-1,5C после плавки по примеру 1.
На Фиг. 5 представлена микроструктура сплава U-4,2Mo-1,5C после гомогенизационного отжига при 1100°С в течение 4 часов по примеру 1.
На Фиг. 6 представлена микроструктура сплава U-6Mo-0,5O после плавки по примеру 2.
На Фиг. 7 представлена микроструктура сплава U-6Mo-0,5O после гомогенизационного отжига при 800°С в течение 4 часов по примеру 2.
На Фиг. 8 представлена микроструктура сплава U-6Mo-0,1C-0,5O-0,1N-0,7Si после плавки по примеру 4.
На Фиг. 9 представлена микроструктура сплава U-10Mo-0,3C-0,1O-0,1Si-0,1Cr после плавки по примеру 5.
На Фиг. 10 представлена микроструктура сплава U-10Mo-0,3C-0,1O-0,1Si-0,1Cr после гомогенизационного отжига.при 1000°С в течение 3 часов по примеру 5.
На Фиг. 11 представлена микроструктура сплава U-3Mo-3,0C-3,0O-1,0Si-3,1Nb-0,3 Ti после плавки по примеру 6.
На Фиг. 12 представлена микроструктура сплава U-3Mo-3,0C-3,0O-1,0Si-3,1Nb-0,3 Ti после гомогенизационного отжига при 1050°С в течение 2 часов по примеру 6.
На Фиг. 13 представлена микроструктура сплава U-7Mo-0,1O-2,0Si-0,3Cr-0,5Zr после плавки по примеру 7.
На Фиг. 14 представлена микроструктура сплава U-4,5Mo-0,4O-0,4Si-0,4Al-0,5Sn после плавки по примеру 8.
При легировании U-Mo сплава элементами, образующими с ураном интерметаллические соединения, реализуется приведенный на Фиг. 1 нежелательный тип диаграммы состояния, так как в образующиеся тройные интерметаллические фазы входит молибден, обедняя U-Mo гамма твердый раствор, приводя к его частичному распаду. Такой результат наблюдается, например, в тройных системах U-Mo-Al, U-Mo-Sn.
Чтобы молибден не входил в интерметаллидную фазу, а оставался бы в твердом растворе с ураном, необходимо, чтобы реализовывался тип диаграммы состояния, приведенный на Фиг. 2.
На Фиг. 2 фазовый треугольник ограничен тройными фазами U-U2Mo-UΨ, где UΨ - двойное интерметаллическое соединение между ураном и легирующим элементом ψ. Такой вариант возможен в системе U-Mo-C, в которой теоретически не должно образовываться тройных соединений вблизи уранового угла диаграммы состояния. Подобный эффект должен присутствовать при добавке к системе U-Mo следующих элементов - азота и кислорода, которые можно добавлять и в комплексе, так как они образуют сложные окси-нитриды урана, в которых присутствие молибдена термодинамически маловероятно. При достаточном количестве этих фаз добавление небольшого количества кремния не повлияет на термодинамическое равновесие.
Заявляемый металлокерамический сплав на основе урана, содержащий молибден, характеризуется тем, что при добавлении в сплав, по крайней мере, одного легирующего элемента X, выбранного из группы кислород, углерод, азот, они не входят в твердый раствор гамма урановой фазы, а образуют отдельные керамические фазы в матрице из гамма твердого раствора U-Mo, формируя, тем самым, структуру композитного типа, обладающую, как все композиты, повышенными свойствами по сравнению с матричным твердым раствором. Но главное, предлагаемые добавки не образуют нежелательные тройные соединения типа U-Mo-Al, U-Mo-Sn, U-Mo-Si, U-Mo-Cr и т.д. Подобные соединения образуют обычные для урана легирующие добавки, такие как алюминий, олово, кремний, хром и т.д., взятые по отдельности. Тем самым, вводя кислород, углерод, азот, мы можем за счет увеличения температуры ликвидуса сплава сохранять термодинамическую стабильность гамма фазы при значительно меньшем содержании молибдена, а также за счет снижения поперечного сечения захвата тепловых нейтронов у легирующих элементов улучшить нейтронно-физические характеристики таких реакторов.
Керамические фазы в структуре гамма твердого раствора урана имеют значительно лучшую радиационную стойкость и меньшее распухание за счет более прочной межатомной связи [А.С. Займовский, В.В. Калашников, И.С. Головнин "Тепловыделяющие элементы атомных реакторов", Атомиздат, Москва, 1966]. Она, в свою очередь, определяется также их величиной температуры плавления. В таблице 1 приведены основные фазы, образующиеся в предлагаемом металлокерамическом сплаве, и их температуры плавления.
Наличие тугоплавких соединений в структуре сплава значительно повышает температуру ликвидуса сплава, определяющую термодинамическую стабильность топлива при аварийных ситуациях типа LOCA в реакторах типа ВВЭР. Температура ликвидуса нелегированных уран-молибденовых сплавов с 1230-1270°С увеличивается до 1400-1800°С у металлокерамических сплавов (см. таблицу 2). В таблице 2 приведены температуры ликвидуса U-Mo сплавов и металлокерамических сплавов с разными легирующими элементами.
Урановые сплавы с керамическими фазами, но без молибдена (UO2, UC, UN и т.д.), по сравнению с уран-молибденовыми сплавами без керамических фаз, имеют высокую совместимость с конструкционными материалами, в частности, с оболочками из нержавеющих сталей, а также алюминиевой матрицей. Как известно, U-Mo сплавы "проедают" оболочку твэла из нержавеющей стали уже при 850°С за счет образования низкоплавких эвтектик с ураном (А.С. Займовский, В.В. Калашников, И.С. Головнин "Тепловыделяющие элементы атомных реакторов", Атомиздат, Москва, 1966).
Это, кстати, ограничивает рабочие температуры твэлов реакторов на быстрых нейтронах с металлическим топливом. В заявляемых нами сплавах за счет наличия в структуре химически инертных фаз и усиления межатомных связей температура начала взаимодействия сплава с нержавеющей сталью повышается до 1030-1300°С (см. таблицу 3).
Металлы, стабилизирующие U-Mo гамма твердый раствор, такие как ниобий, титан, цирконий также могут быть добавлены к заявляемым U-Mo металлокерамическим сплавам для дополнительной стабилизации гамма фазы.
Другие легирующие металлы-кремний, олово, хром, алюминий в небольших количествах, как дополнение к основным легирующим элементам, образуют добавочные интерметаллические фазы, улучшающие радиационную стойкость.
Содержание молибдена менее 2,5% приводит к термодинамической нестабильности структуры сплава, и началу распада гамма фазы урана. Содержание молибдена более 12% увеличивает нежелательный захват тепловых нейтронов и снижает ураноемкость сплавов.
Содержание элементов, образующих керамические фазы, углерода, кислорода, азота, менее 0,1% дает незначительный эффект улучшения вышеуказанных свойств.
Содержание кислорода и азота свыше 3%, а углерода свыше 2% снижает ураноемкость сплавов, а также приводит к уменьшению пластичности за счет уменьшения объемной доли пластичной гамма урановой фазы в структуре сплава. Это приводит к технологическим сложностям при изготовлении сплавов методом литья, сложностям при механической обработке сплавов и изготовлении таблеток, а также получению гранул из сплавов методом центробежного распыления.
Содержание металлов, стабилизирующих U-Mo гамма твердый раствор, таких как ниобий, титан, цирконий менее 0,1% практически не влияет на стабилизацию гамма фазы, а более 5% снижает ураноемкость сплавов.
Содержание металлов, образующих добавочные интерметаллидные фазы в сплаве, таких как кремний, алюминий, олово, хром, менее 0,1% дает незначительный эффект.
Содержание кремния свыше 3,5%, олова свыше 3%, хрома свыше 2%, а алюминия свыше 1% снижает ураноемкость сплавов.
Сплавы выплавлялись как в индукционной вакуумной печи, так и в дуговой печи. После плавки проводился гомогенизационный отжиг при 800-1150°С в течение 0,5-4 часов. Гомогенизационный отжиг способствует дополнительной стабилизации гамма фазы, достижению равновесного состояния сплава и увеличению плотности сплава.
Исследование микроструктуры, дифференциальный термодинамический анализ (ДТА) и фазовый анализ проводились как после плавки, так и после гомогенизационного отжига.
Примеры конкретного исполнения.
Пример 1. Сплав состава U-4,2Mo-l,5C был изготовлен методом дуговой плавки.
Плавка проводилась в малой дуговой печи марки МИФИ-9 в среде аргона в медной водоохлаждаемой изложнице, с нерасходуемым вольфрамовым электродом с многократным переплавом (4-5 переплавов).
В качестве шихты использовались заготовки сплава U-2Mo, молибден в виде пластин, порошок графита.
Внешний вид слитка представлен на Фиг. 3. После плавки слитки разрезались для металлографических исследований.
Дополнительно после плавки проводился гомогенизационный отжиг при 1100°С в течение 4 часов в печи "CYD" в вакууме 10-5 мм рт.ст.
Проведено исследование материала топливного уран-молибденового сплава. Исследовалась микроструктура сплава, как в литом состоянии, так и после гомогенизационного отжига с помощью оптического и электронного микроскопов. На Фиг. 4 представлена микроструктура сплава после плавки, на Фиг. 5 - после отжига.
Температура ликвидуса сплава определялась методом дифференциального термического анализа (ДТА) при скоростях нагрева и охлаждения 20 град/мин.
Рентгеновский фазовый анализ проводился на дифрактометре общего назначения ДРОН-3 с использованием монохроматизированного CuKp излучения с длиной волны равной 0,1393 нм, путем непрерывного сканирования со скоростью 1 град/мин.
После гомогенизационного отжига произошла дополнительная стабилизация структуры сплава, на что указывает увеличение плотности сплава на 0,5-1,5%.
Фазовый анализ показал, что в структуре сплава имеются только две основные составляющие-гамма твердый раствор на основе урана и карбид урана, что подтверждает наши термодинамические расчеты. Также присутствуют оксидные включения. Следует отметить, что, несмотря на малое количество молибдена (4,2%) как гамма стабилизатора, в структуре сплава не обнаружено следов распада гамма фазы. Температура ликвидуса сплава составляет 1470°С. В то время как в сплаве U-4,2Mo (без легирования 1,5% С) основными фазами являются α' и α'', и имеется лишь небольшое содержание гамма фазы.
Свойства сплава U-4,2Mo-l,5C приведены в таблице 3.
Пример 2. Сплав состава U-6Mo-0,5O был изготовлен методом дуговой плавки (см. пример 1). Кислород вводился как в виде гранул диоксида урана, так и в виде окиси молибдена (MoO3), имеющей низкую температуру плавления.
После плавки слитки разрезались для металлографических исследований. На Фиг. 6 представлена микроструктура сплава после плавки, на Фиг. 7 - микроструктура сплава после гомогенизационного отжига при 800°С в течение 4 часов.
Исследования проводились по методике, описанной в примере 1.
Структура сплава состоит из двух фаз, уран-молибденовой гамма фазы и диоксида урана. Температура ликвидуса сплава составляет 1470°С. Остальные свойства сплава приведены в таблице 3.
Пример 3. Сплав состава U-3,5Mo-2,0N был изготовлен методом дуговой плавки (см. пример 1). Азот вводился в газовую атмосферу печи и поглощался расплавом. После плавки слитки разрезались для металлографических исследований. Исследования проводились по методике, описанной в примере 1.
После плавки проводился гомогенизационный отжиг при 1150°С в течение 0,5 часа.
Структура сплава состоит из трех фаз, γ-уран-молибденовой фазы, γ0-уран-молибденовой фазы и нитрида урана. Остальные свойства сплава приведены в таблице 3.
Пример 4. Сплав состава U-6Mo-0,1C-0,5O-0,1N-0,7Si был изготовлен методом дуговой плавки (см. пример 1). Кислород вводился в шихту в виде окиси молибдена (МоО3). Углерод вводился в шихту в виде порошка графита. Кремний добавлялся в шихту в виде кусочков. Азот вводился в газовую атмосферу печи и поглощался расплавом. После плавки слитки разрезались для металлографических исследований. На Фиг. 8 представлена микроструктура сплава после плавки.
Исследования проводились по методике, описанной в примере 1.
После плавки проводился гомогенизационный отжиг при 950°С в течение 2,5 часов.
Структура сплава состоит γ-уран-молибденовой фазы и сложной фазы окси-карбо-нитрида урана, в которую также входит кремний. Обнаружено также небольшое количество силицидов урана. Следов распада гамма фазы не обнаружено. Остальные свойства сплава приведены в таблице 3.
Пример 5. Сплав состава U-10Mo-0,3C-0,1O-0,1Si-0,1Cr был изготовлен методом дуговой плавки (см. пример 1). Молибден, кислород, углерод и кремний добавлялись в шихту как в примере 4. Хром добавлялся в шихту в виде кусочков.
После плавки слитки разрезались для металлографических исследований. Исследования проводились по методике, описанной в примере 1.
После плавки проводился гомогенизационный отжиг при 1000°С в течение 3 часов.
Микроструктура сплава после плавки представлена на Фиг. 9, микроструктура сплава после гомогенизационного отжига - на Фиг. 10.
Структура сплава состоит из у-уран-молибденовой фазы и сложной фазы окси-карбида урана, в которую также входит кремний. Следов распада гамма фазы не обнаружено. Остальные свойства сплава приведены в таблице 3.
Пример 6. Сплав состава U-3Mo-3,0C-3,0O-1,0Si-3,1Nb-0,3Ti был изготовлен методом дуговой плавки.
После плавки слитки разрезались для металлографических исследований. Исследования проводились по методике, описанной в примере 1.
После плавки проводился гомогенизационный отжиг при 1050°С в течение 2 часов.
Микроструктура сплава после плавки представлена на Фиг. 11, микроструктура сплава после гомогенизационного отжига - на Фиг. 12.
Структура сплава очень сложна и состоит преимущественно из окси-карбида урана, карбида урана и диоксида урана, а также γ-уран-молибденовой фазы. Следов распада гамма фазы не обнаружено. Остальные свойства сплава приведены в таблице 3.
Пример 7. Сплав состава U-7Mo-0,1O-0,3C-2,0Si-0,3Cr-0,5Zr был изготовлен методом индукционной плавки.
Индукционная плавка проводилась в вакууме не хуже 1⋅10-3 мм. рт.ст. В качестве материала плавильной и литейной оснастки использовался высокоплотный графит марки АРВ. Для шихты использовались исходные материалы-уран, молибден и кремний, крупка диоксида урана, хром и цирконий. Молибден в виде пластин и остальные легирующие компоненты в виде кусочков укладывались на дно плавильного тигля. Во время проведения плавок температура расплава контролировалась термопарой погружения.
Температура расплава при сливе металла в изложницу составляла 1550°С. Контроль температуры осуществлялся с помощью вольфраморениевой термопары. Разливка расплава проводилась в графитовую изложницу. Слитки готовых сплавов представляли собой стержни диаметром от 31 до 32 мм и длиной от 200 до 250 мм. Масса слитков составляла около 2 кг.
Исследования проводились по методике, описанной в примере 1. После плавки слитки разрезались для металлографических исследований. Микроструктура сплава после плавки представлена на Фиг. 13.
После плавки проводился гомогенизационный отжиг при 900°С в течение 3,5 часов.
Структура сплава состоит преимущественно из γ-уран-молибденовой фазы, окси-карбида урана, и дисилицида урана, расположенных преимущественно по границам зерен. Следов распада гамма фазы не обнаружено. Остальные свойства сплава приведены в таблице 3.
Пример 8. Сплав состава U-4,5Mo-0,4O-0,4Si-0,4Al-0,5Sn был изготовлен методом индукционной плавки (см. пример 7).
Исследования проводились по методике, описанной в примере 1. После плавки слитки разрезались для металлографических исследований. Микроструктура сплава после плавки представлена на Фиг. 14.
После плавки проводился гомогенизационный отжиг при 850°С в течение 4 часов.
Структура сплава состоит преимущественно из γ-уран-молибденовой фазы, окси-карбида урана и метастабильной γ0 фазы. Также наблюдаются небольшое количество выделений UAl2 и U5Sn4 фаз. Остальные свойства сплава приведены в таблице 3.
В таблице 3 приведены основные свойства металлических уран-молибденовых сплавов-аналогов в сравнении с заявляемыми легированными уран-молибденовыми сплавами по примерам 1-8.
Таким образом, заявляемый металлокерамический сплав на основе урана, содержащий молибден, имеющий отличительные признаки от существующих сплавов в виде композитной металлокерамической структуры сплава, состоящей из матричной γ-(U-Mo) фазы и керамической и (или) интерметаллидной фазы или фаз, обеспечивает достижение технического результата - получение сплава, обладающего термодинамической стабильностью при сохранении низкого захвата тепловых нейтронов, более высокой температурой ликвидуса, более высокой радиационной стойкостью (меньшей склонностью к распуханию) и совместимостью с конструкционными материалами: с оболочками из сталей при аварийных ситуациях с потерей теплоносителя с алюминиевой матрицей (исследовательские реакторы).
Claims (7)
1. Металлокерамический сплав на основе урана, содержащий молибден U-Mo-X, отличающийся тем, что дополнительно содержит по крайней мере один элемент X, выбранный из группы, содержащей кислород, углерод, азот, при следующем соотношении компонентов, мас.%:
X - по крайней мере один из элементов, выбранный из группы
2. Металлокерамический сплав на основе урана по п. 1, отличающийся тем, что дополнительно содержит по крайней мере один металл Y, выбранный из группы, содержащей кремний, олово, хром, алюминий, ниобий, цирконий, титан, мас.%:
3. Металлокерамический сплав на основе урана по любому из пп. 1, 2, отличающийся тем, что он получен плавкой с последующим гомогенизационным отжигом.
Priority Applications (4)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2021113961A RU2763048C1 (ru) | 2021-05-17 | 2021-05-17 | Металлокерамический сплав на основе урана |
| CN202280032945.4A CN117616145A (zh) | 2021-05-17 | 2022-05-05 | 铀基金属陶瓷合金 |
| KR1020237037264A KR20240015065A (ko) | 2021-05-17 | 2022-05-05 | 우라늄 기반 금속-세라믹 합금 |
| PCT/RU2022/000154 WO2022245248A1 (ru) | 2021-05-17 | 2022-05-05 | Металлокерамический сплав на основе урана |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2021113961A RU2763048C1 (ru) | 2021-05-17 | 2021-05-17 | Металлокерамический сплав на основе урана |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2763048C1 true RU2763048C1 (ru) | 2021-12-27 |
Family
ID=80039050
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2021113961A RU2763048C1 (ru) | 2021-05-17 | 2021-05-17 | Металлокерамический сплав на основе урана |
Country Status (4)
| Country | Link |
|---|---|
| KR (1) | KR20240015065A (ru) |
| CN (1) | CN117616145A (ru) |
| RU (1) | RU2763048C1 (ru) |
| WO (1) | WO2022245248A1 (ru) |
Citations (6)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| GB766060A (en) * | 1945-07-04 | 1957-01-16 | Atomic Energy Authority Uk | Improvements in or relating to uranium alloys |
| GB766061A (en) * | 1945-07-24 | 1957-01-16 | Atomic Energy Authority Uk | Improvements in or relating to uranium alloys |
| GB821639A (en) * | 1955-06-14 | 1959-10-14 | Commissariat Energie Atomique | Improvements in fissionable materials for use in nuclear reactors and in the methodsof manufacturing such materials |
| DE1151389B (de) * | 1959-04-14 | 1963-07-11 | Atomic Energy Commission | Uranlegierung |
| RU2154312C1 (ru) * | 1999-02-16 | 2000-08-10 | Государственный научный центр Российской Федерации Всероссийский научно-исследовательский институт неорганических материалов им. академика А.А. Бочвара | Твэл ядерного реактора |
| RU2416831C1 (ru) * | 2009-08-31 | 2011-04-20 | Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" | Тепловыделяющий элемент для исследовательских реакторов (варианты) |
-
2021
- 2021-05-17 RU RU2021113961A patent/RU2763048C1/ru active
-
2022
- 2022-05-05 WO PCT/RU2022/000154 patent/WO2022245248A1/ru active Application Filing
- 2022-05-05 KR KR1020237037264A patent/KR20240015065A/ko unknown
- 2022-05-05 CN CN202280032945.4A patent/CN117616145A/zh active Pending
Patent Citations (6)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| GB766060A (en) * | 1945-07-04 | 1957-01-16 | Atomic Energy Authority Uk | Improvements in or relating to uranium alloys |
| GB766061A (en) * | 1945-07-24 | 1957-01-16 | Atomic Energy Authority Uk | Improvements in or relating to uranium alloys |
| GB821639A (en) * | 1955-06-14 | 1959-10-14 | Commissariat Energie Atomique | Improvements in fissionable materials for use in nuclear reactors and in the methodsof manufacturing such materials |
| DE1151389B (de) * | 1959-04-14 | 1963-07-11 | Atomic Energy Commission | Uranlegierung |
| RU2154312C1 (ru) * | 1999-02-16 | 2000-08-10 | Государственный научный центр Российской Федерации Всероссийский научно-исследовательский институт неорганических материалов им. академика А.А. Бочвара | Твэл ядерного реактора |
| RU2416831C1 (ru) * | 2009-08-31 | 2011-04-20 | Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" | Тепловыделяющий элемент для исследовательских реакторов (варианты) |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| KR20240015065A (ko) | 2024-02-02 |
| WO2022245248A1 (ru) | 2022-11-24 |
| CN117616145A (zh) | 2024-02-27 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| Kojima et al. | Catalytic activities of TiC, WC, and TaC for hydrogenation of ethylene | |
| US5700962A (en) | Metal matrix compositions for neutron shielding applications | |
| CN111826537B (zh) | 一种Al-Ti-Y铝合金晶粒细化中间合金及其制备方法 | |
| US4865645A (en) | Nuclear radiation metallic absorber | |
| RU2763048C1 (ru) | Металлокерамический сплав на основе урана | |
| Stahl | Fuels for research and test reactors, status review: July 1982 | |
| RU2760902C1 (ru) | Сплав на основе урана (варианты) | |
| JPH01168833A (ja) | ボロン含有チタン合金 | |
| JP2006176878A (ja) | 粗大結晶粒組織を有する高温クリープ強度に優れたフェライト系酸化物分散強化型鋼の製造方法 | |
| KR100647810B1 (ko) | Ｕ-Ｍｏ-Ａｌ계 삼원계 금속 핵연료 및 그 제조방법 | |
| US9305667B1 (en) | Nuclear fuel alloys or mixtures and method of making thereof | |
| Karpyuk et al. | Prospective Accident-Tolerant Uranium-Molybdenum Metal Fuel | |
| US3695866A (en) | Vanadium-base alloy having a high creep-rupture strength and an improved resistance to corrosion | |
| Fox | Chromium-Base Alloy Development | |
| US2926083A (en) | Ternary alloy-containing plutonium | |
| US2902361A (en) | Uranium-tantalum alloy | |
| Saller et al. | Evaluation and Consolidation of Electrolytic Thorium | |
| Fox et al. | Progress Report on Brazing of Columbium | |
| Gibson et al. | Chemical synthesis via the high intensity arc process | |
| Thurber et al. | Boron-aluminum and Boron-uranium-aluminum Alloys for Reactor Application | |
| Drennan et al. | The preparation of modified Nitinol alloys. Final report | |
| Kalish | The Development of Uranium Carbide as a Nuclear Fuel: Second Annual Report (phase 2): Period of May 1, 1960 Through August 31, 1961 | |
| Dickerson et al. | A preliminary investigation of the Cr {sub 3} Si-Mo pseudo-binary phase diagram | |
| Maykuth et al. | METALLURGICAL RESEARCH AND DEVELOPMENT IN ELECTRON DEVICES. Quarterly Progress Report No. 1 for December 15, 1958-March 14, 1959 | |
| Nelson | MEMO ON WORK AT BATTELLE DURING MAY 1947 |