SE447610B - Sett att tillverka sintrade kernbrenslekroppar - Google Patents
Sett att tillverka sintrade kernbrenslekropparInfo
- Publication number
- SE447610B SE447610B SE8501630A SE8501630A SE447610B SE 447610 B SE447610 B SE 447610B SE 8501630 A SE8501630 A SE 8501630A SE 8501630 A SE8501630 A SE 8501630A SE 447610 B SE447610 B SE 447610B
- Authority
- SE
- Sweden
- Prior art keywords
- sintering
- temperature
- partial pressure
- oxygen partial
- atmosphere
- Prior art date
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
- G21C3/42—Selection of substances for use as reactor fuel
- G21C3/58—Solid reactor fuel Pellets made of fissile material
- G21C3/62—Ceramic fuel
- G21C3/623—Oxide fuels
-
- C—CHEMISTRY; METALLURGY
- C04—CEMENTS; CONCRETE; ARTIFICIAL STONE; CERAMICS; REFRACTORIES
- C04B—LIME, MAGNESIA; SLAG; CEMENTS; COMPOSITIONS THEREOF, e.g. MORTARS, CONCRETE OR LIKE BUILDING MATERIALS; ARTIFICIAL STONE; CERAMICS; REFRACTORIES; TREATMENT OF NATURAL STONE
- C04B35/00—Shaped ceramic products characterised by their composition; Ceramics compositions; Processing powders of inorganic compounds preparatory to the manufacturing of ceramic products
- C04B35/51—Shaped ceramic products characterised by their composition; Ceramics compositions; Processing powders of inorganic compounds preparatory to the manufacturing of ceramic products based on compounds of actinides
-
- C—CHEMISTRY; METALLURGY
- C04—CEMENTS; CONCRETE; ARTIFICIAL STONE; CERAMICS; REFRACTORIES
- C04B—LIME, MAGNESIA; SLAG; CEMENTS; COMPOSITIONS THEREOF, e.g. MORTARS, CONCRETE OR LIKE BUILDING MATERIALS; ARTIFICIAL STONE; CERAMICS; REFRACTORIES; TREATMENT OF NATURAL STONE
- C04B35/00—Shaped ceramic products characterised by their composition; Ceramics compositions; Processing powders of inorganic compounds preparatory to the manufacturing of ceramic products
- C04B35/622—Forming processes; Processing powders of inorganic compounds preparatory to the manufacturing of ceramic products
- C04B35/64—Burning or sintering processes
-
- 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)
- Ceramic Engineering (AREA)
- Physics & Mathematics (AREA)
- Manufacturing & Machinery (AREA)
- Structural Engineering (AREA)
- Materials Engineering (AREA)
- Organic Chemistry (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- Inorganic Chemistry (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Inorganic Compounds Of Heavy Metals (AREA)
Description
kf!
447 610 20
till en ökad bildning av fissionsgaser. Bildningen av fissionsgaser ger
givetvis också upphov til1_en ökning av gastrycket i kapselröret, vilket
kan medföra att detta expanderar och värmeledningen från kutsarna där-
igenom ytterligare försämras. Det är alltså av största betydelse att dif-
fusionen av físsionsgaser från kutsar till spalter mellan kutsar och
kapslingsrör och till plenum i största möjliga utsträckning motverkas.
I ett bränslestavknippe, som ofta innehåller 8x8 bränslestavar, ibland
6x6, 7x7 eller 9x9 bränslestavar, kan i stället för en eller flera bränsle-
stavar med urandioxidkutsar placeras stavar innehållande kutsar med bränn-
bart neutronabsorbatormaterial i form av digadoliniumtrioxid fördelat i
urandioxid, eventuellt innehållande U308. På detta sätt kan man åstadkomma
en förstärkt reaktivitetskontroll under den tidigare delen av en drift-
period för kärnreaktorn utan att absorbatormaterialet därefter, då det
förlorat sin förmåga att taga upp neutroner, har någon skadlig inverkan
på reaktorns drift.
Det är vanligt att sintringen av de pressade urandioxidkutsarna utföres
i en sintringsatmosfär av fuktad vätgas med ett syrepartialtryck av
2,65~1O_11 atm eller däröver vid en temperatur av mellan 1600 OC och
1800 OC, oavsett om kutsarna innehåller Gd203 eller ej. En sådan sint-
ringsatmosfär ger en sintrad produkt med stökiometrisk eller nära stökio-
metrisk sammansättning hos kutsmaterialet. Även andra sintringsatmosfärer
kan användas såsom en blandning av vätgas och koldioxid eller en blandning
av koldioxid och koloxid.
Enligt den föreliggande uppfinningen har det visat sig att användning av
en sintringsatmosfär, som vid 1700 OC har ett syrepartialtryck av mellan
0,15-10-11 atm och 1,25-10-11 atm, vid sintring av kutsar av urandioxid
innehållande Gd2O3
dad fissionsgas är avsevärt mindre än från kutsar av samma slag, som
ger kutsar från vilka utdiffusionen av vid drift bil-
sintrats på konventionellt sätt. En sannolik förklaring till detta gynn-
samma resultat kan vara att det vid det angivna syrepartialtrycket'bil-
das anjonvakanser i mikrostrukturen hos UO2-Gd203-kutsarna och att dessa
vakanser kan fånga upp i kutsarna bildade fissionsgaser, så att den mängd
av fissionsgaserna som diffunderar ut till spalter mellan kutsar och
kapslingsrör och till plenum blir starkt reducerad. Anjonvakanserna an-
tages bildas genom att gadoliniumatomer ersätter enstaka uranatomer i
V1
3 447 610
urandioxidgittret under det att enstaka syreatomer lämnar gittret. En redu-
cerad fissionsgasdiffusion från kutsarna är av särskild betydelse för kut-
sar innehållande Gd O därför att sådana kutsar har en lägre värmelednings-
2 3'
förmåga än kutsar av enbart urandioxid, vilket gör att deras temperatur
under drift blir högre. Den högre temperaturen leder i sin tur till en
ökad bildning av fissionsgaser.
Vad som kännetecknar den föreliggande uppfinningen framgår av patentkraven.
Pulvret av urandioxid kan innehålla upp till 20 viktprocent U308 för att
åstadkomma en eftersträvad densitet hos den sintrade kroppen och en efter-
strävad stabilitet hos denna, så att den inte successivt undergår krymp-
ning eller svällning då den utsättes för påkänningar under drift i en
reaktor. Mängden Gd203 i pulvret uppgår till 3 -12 viktprocent. Med vikt-
procent av ett ämne i urandioxid i denna ansökan avses vikten av ifråga-
varande ämne i procent av sammanlagda vikten av ämnet, urandioxiden och
övriga eventuellt i pulvret ingående ämnen.
Sintríngen utföres vid en temperatur av minst 800 OC i en atmosfär, som
-11
vid 1700 OC har ett syrepartialtryck av mellan 0,15'1O atm och
1,25-1O_11 atm. Syrepartialtrycket har i sintringsatmosfårer innehåll-
ande vattenånga vid sintringstemperaturen, inklusive vid en sintrings-
temperatur av 1700 OC, ett värde bestämt enligt formeln log (1/po ) =
= - 0,02 H + K, där T är sintringstemperaturen i OK, H den relativa fuk-
tigheten vid temperaturen T, och K är en konstant med värdet 23600. Den
relativa fuktigheten i sintringsatmosfären uppgår till mellan 15 och 50 %.
Enligt en föredragen utföringsform utföres sintringen vid en temperatur
av 1600 OC-1800 OC i en sintringsatmosfär av vätgas innehållande vatten-
ånga och en mindre mängd koldioxid, som har ovan angivna syrepartialtryck.
Det är dock möjligt att utföra sintringen i sådan atmosfär vid lägre
temperaturer såsom minst 800 OC men en lägre sintringstemperatur för-
länger sintringstemperaturen och minskar därmed.produktionshastigheten
i den använda ugnen.
I stället för ovan angivna sintringsatmosfär är det bl a möjligt att
använda en sintringsatmosfär som består av en blandning av koldioxid
och kolmonoxid, förutsatt att det ovan angivna värdet på syrepartial-
trycket upprätthålles. Lämplig temperatur vid sintringen uppgår till
447 610 1,
1000 OC _ 1800 OC. Förhållandet mellan volymen koldioxid och volymen kol-
- _. -2
monoxid ligger vid 1700 °C.mellan värdet 7,74-10 30ch Värdet 2,23-10
och vid 1500 °c mellan värdet 3,99-1o'3 och 2,z3-1o'3.
Uppfínningen skall förklaras närmare genom beskrivning av utföringsexempel
under hänvisning till bifogade ritning, i vilken figuren visar en ugn för
tillverkning av sintrade kärnbränslekroppar enligt den föreliggande upp-
finningen. Ugnen enligt figuren är en tunnelugn där själva ugnskanalen 10
är uppbyggd av sintrade stenar 11 av aluminiumoxid. I kanalens inre del är
värmeelement 12 i form av knippen av molybdentråd anordnade. Värmeelementen
värms upp med elektrisk ström. Ugnen är försedd med termoelement för mät-
ning av temperaturen i olika delar. Genomföringarna för termoelementen är
betecknade 13. Ugnskanalen är utanför ugnen förlängd med delar 14 och 15
av rostfritt stål. Vid sintring av kârnbränslekroppar i ugnen placeras
formpressade kroppar av ett pulver av urandioxid med sammansättningen
U02 innehållande 10 viktprocent Gd203 och 10 viktprocent_U3O8 i skepp
av molybden som föres genom ugnen efter varandra från dess ena ände 16
till dess andra ände 17. Medelpartikelstorleken hos 002 är 10-12 Pm,
hos Gd203 3
ugnen sker genom att de skjutes fram efter hand som varje nytt föres in
-8 fmaoch hos U 08 2-3 fmu Förflyttningen av skeppen genom
vid änden 16. I motströms mot skeppens förflyttning, dvs vid änden 17 av
ugnen, tillföras den vid sintringen använda gasen, i detta utföringsexem-
pel i form av vätgas innehållande 20 1 C02/m3 H2 och 1620 g H20/m3 H2,
vilket motsvarar en relativ fuktighet av 20 % vid sintringstemperaturen
1700 OC. Sintringsatmosfären har därvid ett syrepartíaltryck av 0,25°10-11
atm. Eftersom ugnskanalen inte har några skiljeväggar kan gasen strömma
fritt genom hela kanalen. Temperaturen hos kärnbränslekropparna stiger
från rumstemperaturen till 1700 OC vid förflyttningen från ugnens ände 16
till ett stycke in i den med värmeelement 12 försedda zonen. Den bibehål-
ler denna temperatur under åtminstone huvuddelen av den återstående för-
flyttningen genom den nämnda zonen. I samband med kylningen från denna
temperatur under användning av den vid änden 17 tillförda ovan an-
givna sintringsgasen inträffar en reduktion av kärnbränslematerialet
så att de sintrade kropparna får syrejonvakanser. Tiden för passage av
ett skepp genom hela ugnen uppgår till 10 timmar och uppehållstiden i
den med värmeelement 12 försedda zonen till 2,5 timmar. De pressade
Claims (2)
1. Sätt att tillverka sintrade kärnbränslekroppar av ett pulver av UO2 innehållande 3-12 viktprocent Gd2O3 och eventuellt innehållande upp till 20 viktprocent U308, k ä n n e t e c k n a t därav, att av pulvret sammanpressade kroppar sintras vid en temperatur av minst 800 °C i en sintringsatmosfär, som vid 1700 OC har ett syrepartialtryck av mellan ons-mm atm °<>h1,25-1o'11 am.
2. Sätt enligt patentkrav 1, k ä n n e t e c k n a t därav, att sint- ringen utföres i vätgasatmosfär innehållande vattenånga och koldioxid vid en temperatur av 1600 OC - 1800 °C i en sintringsatmosfär med ett syrepartialtryck bestämt enligt formeln log (1/poz ) = - 0,02 - H E %, där poz är syrepartialtrycket i atm, T år sintringstemperaturen i K, H den relativa fuktigheten vid temperaturen T och K är en konstant med värdet 23500, varvid den relativa fuktigheten uppgår till mellan 15 och 50 %.
Priority Applications (2)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
SE8501630A SE447610B (sv) | 1985-04-02 | 1985-04-02 | Sett att tillverka sintrade kernbrenslekroppar |
DE3609663A DE3609663C2 (de) | 1985-04-02 | 1986-03-21 | Verfahren zur Herstellung von gesinterten Kernbrennstoffkörpern |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
SE8501630A SE447610B (sv) | 1985-04-02 | 1985-04-02 | Sett att tillverka sintrade kernbrenslekroppar |
Publications (3)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
SE8501630D0 SE8501630D0 (sv) | 1985-04-02 |
SE8501630L SE8501630L (sv) | 1986-10-03 |
SE447610B true SE447610B (sv) | 1986-11-24 |
Family
ID=20359743
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
SE8501630A SE447610B (sv) | 1985-04-02 | 1985-04-02 | Sett att tillverka sintrade kernbrenslekroppar |
Country Status (2)
Country | Link |
---|---|
DE (1) | DE3609663C2 (sv) |
SE (1) | SE447610B (sv) |
Families Citing this family (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
DE4041514C2 (de) * | 1990-12-22 | 1995-05-24 | Forschungszentrum Juelich Gmbh | Verfahren zum Herstellen dichter Sinterwerkstücke |
DE19633312A1 (de) * | 1996-08-19 | 1998-02-26 | Siemens Ag | Verfahren zum Sintern von Pellets aus Nuklearbrennstoff |
Family Cites Families (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
GB924939A (en) * | 1960-09-05 | 1963-05-01 | Atomic Energy Authority Uk | Improvements in or relating to ceramic fuels for nuclear reactors |
DE1939610A1 (de) * | 1968-08-05 | 1970-02-19 | Gen Electric | Verfahren zur Herstellung eines Kernbrennstoffes aus gesintertem Urandioxyd |
DE3406084A1 (de) * | 1984-02-20 | 1985-08-22 | Kraftwerk Union AG, 4330 Mülheim | Verfahren zum herstellen von oxidischen kernbrennstoffsinterkoerpern |
-
1985
- 1985-04-02 SE SE8501630A patent/SE447610B/sv not_active IP Right Cessation
-
1986
- 1986-03-21 DE DE3609663A patent/DE3609663C2/de not_active Expired - Fee Related
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
DE3609663A1 (de) | 1986-10-30 |
SE8501630L (sv) | 1986-10-03 |
DE3609663C2 (de) | 1994-04-07 |
SE8501630D0 (sv) | 1985-04-02 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
US5182077A (en) | Water cooled nuclear reactor and fuel elements therefor | |
US2864758A (en) | Neutronic reactor fuel element | |
TW201838952A (zh) | 經燒結之核燃料丸,燃料棒,燃料組件及製造經燒結之核燃料丸的方法 | |
EP2589049B1 (en) | Triuranium disilicide nuclear fuel composition for use in light water reactors | |
US11315695B2 (en) | Ceramic nuclear fuel having UB2 enriched in 11B | |
SE447610B (sv) | Sett att tillverka sintrade kernbrenslekroppar | |
SE452153B (sv) | Sett att tillverka sintrade kernbrenslekroppar | |
US8293151B2 (en) | Triuranium disilicide nuclear fuel composition for use in light water reactors | |
US3207697A (en) | High-temperature nuclear fuel structures and their production | |
WO2020180400A2 (en) | Sintering with sps/fast uranium fuel with or without burnable absorbers | |
US3208883A (en) | Hydrogen-hydride cell | |
Nishimura et al. | Research on improvement of HTGR core power-density:(2) Assessment of SiC oxidation behavior under HTGR air ingress accident | |
Eatherly et al. | Physical properties of graphite materials for special nuclear applications | |
Clemmer et al. | The TRI0-01 experiment: In-situ tritium recovery results | |
US3801700A (en) | Preparation of 238pu16o2 | |
Anthonysamy et al. | Studies on the oxygen potentials of (UyTh1− y) O2+ x solid solutions | |
US9847145B2 (en) | Method for fabrication of oxide fuel pellets and the oxide fuel pellets thereby | |
Ichiba | A Study on the Emanation Method Applied to Nuclear Fuel in the System UO2-ZrO2-CaO | |
Rhee et al. | Fabrication of boron-containing burnable absorber fuel pellet | |
US3272600A (en) | Method of producing nuclear fuel monocarbides from higher carbides | |
Dumas et al. | Thermodynamic Modelling of the Uranium-Carbon-Oxygen System in the Frame of the Uranium Oxide and Carbon Interaction in the TRISO Fuel Particle of High Temperature Reactor | |
US3240679A (en) | Fuel elements for nuclear reactors | |
US3575874A (en) | Nuclear fuel containing plutonium borocarbides | |
Vaughan et al. | Processing Variables, Reactivity, and Sinterability of Uranium Oxides | |
RU2578680C1 (ru) | Микротвэл ядерного реактора |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
NAL | Patent in force |
Ref document number: 8501630-1 Format of ref document f/p: F |
|
NUG | Patent has lapsed |
Ref document number: 8501630-1 Format of ref document f/p: F |