RU2459289C1 - Method for obtaining nuclear fuel pellets based on uranium dioxide - Google Patents
Method for obtaining nuclear fuel pellets based on uranium dioxide Download PDFInfo
- Publication number
- RU2459289C1 RU2459289C1 RU2011125574/07A RU2011125574A RU2459289C1 RU 2459289 C1 RU2459289 C1 RU 2459289C1 RU 2011125574/07 A RU2011125574/07 A RU 2011125574/07A RU 2011125574 A RU2011125574 A RU 2011125574A RU 2459289 C1 RU2459289 C1 RU 2459289C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- uranium
- tablets
- uranium dioxide
- fuel
- dioxide
- Prior art date
Links
- OOAWCECZEHPMBX-UHFFFAOYSA-N oxygen(2-);uranium(4+) Chemical compound [O-2].[O-2].[U+4] OOAWCECZEHPMBX-UHFFFAOYSA-N 0.000 title claims abstract description 23
- FCTBKIHDJGHPPO-UHFFFAOYSA-N uranium dioxide Inorganic materials O=[U]=O FCTBKIHDJGHPPO-UHFFFAOYSA-N 0.000 title claims abstract description 23
- 238000000034 method Methods 0.000 title claims abstract description 11
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 title claims description 7
- 239000008188 pellet Substances 0.000 title abstract description 3
- 239000000203 mixture Substances 0.000 claims abstract description 14
- XOTGRWARRARRKM-UHFFFAOYSA-N uranium hydride Chemical compound [UH3] XOTGRWARRARRKM-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 10
- 229910052751 metal Inorganic materials 0.000 claims abstract description 5
- 239000002184 metal Substances 0.000 claims abstract description 5
- 238000002156 mixing Methods 0.000 claims abstract description 5
- 238000005245 sintering Methods 0.000 claims abstract description 3
- 239000000446 fuel Substances 0.000 claims description 16
- 239000000843 powder Substances 0.000 claims description 7
- 239000000654 additive Substances 0.000 claims description 5
- 238000000227 grinding Methods 0.000 claims description 3
- 230000000996 additive effect Effects 0.000 claims 1
- 239000000463 material Substances 0.000 abstract description 11
- 238000003825 pressing Methods 0.000 abstract description 3
- 238000000354 decomposition reaction Methods 0.000 abstract 1
- 238000001035 drying Methods 0.000 abstract 1
- 239000000126 substance Substances 0.000 abstract 1
- 229910052770 Uranium Inorganic materials 0.000 description 19
- JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N uranium(0) Chemical compound [U] JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 19
- WZECUPJJEIXUKY-UHFFFAOYSA-N [O-2].[O-2].[O-2].[U+6] Chemical compound [O-2].[O-2].[O-2].[U+6] WZECUPJJEIXUKY-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 9
- 229910000439 uranium oxide Inorganic materials 0.000 description 9
- 238000005516 engineering process Methods 0.000 description 4
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 description 4
- 239000000523 sample Substances 0.000 description 4
- 238000005275 alloying Methods 0.000 description 3
- 230000015572 biosynthetic process Effects 0.000 description 3
- 239000000919 ceramic Substances 0.000 description 3
- 239000011159 matrix material Substances 0.000 description 3
- 238000004452 microanalysis Methods 0.000 description 3
- 239000002245 particle Substances 0.000 description 3
- 150000004678 hydrides Chemical class 0.000 description 2
- 239000002923 metal particle Substances 0.000 description 2
- 239000011859 microparticle Substances 0.000 description 2
- 238000005086 pumping Methods 0.000 description 2
- 102200052313 rs9282831 Human genes 0.000 description 2
- 238000009827 uniform distribution Methods 0.000 description 2
- YZCKVEUIGOORGS-OUBTZVSYSA-N Deuterium Chemical compound [2H] YZCKVEUIGOORGS-OUBTZVSYSA-N 0.000 description 1
- UFHFLCQGNIYNRP-UHFFFAOYSA-N Hydrogen Chemical compound [H][H] UFHFLCQGNIYNRP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- YZCKVEUIGOORGS-NJFSPNSNSA-N Tritium Chemical compound [3H] YZCKVEUIGOORGS-NJFSPNSNSA-N 0.000 description 1
- 229910000323 aluminium silicate Inorganic materials 0.000 description 1
- SHZGCJCMOBCMKK-KGJVWPDLSA-N beta-L-fucose Chemical compound C[C@@H]1O[C@H](O)[C@@H](O)[C@H](O)[C@@H]1O SHZGCJCMOBCMKK-KGJVWPDLSA-N 0.000 description 1
- 239000011230 binding agent Substances 0.000 description 1
- 238000006243 chemical reaction Methods 0.000 description 1
- 238000005056 compaction Methods 0.000 description 1
- 239000002131 composite material Substances 0.000 description 1
- 238000001816 cooling Methods 0.000 description 1
- 238000005336 cracking Methods 0.000 description 1
- 230000006378 damage Effects 0.000 description 1
- 229910052805 deuterium Inorganic materials 0.000 description 1
- HNPSIPDUKPIQMN-UHFFFAOYSA-N dioxosilane;oxo(oxoalumanyloxy)alumane Chemical compound O=[Si]=O.O=[Al]O[Al]=O HNPSIPDUKPIQMN-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 230000005496 eutectics Effects 0.000 description 1
- 230000004992 fission Effects 0.000 description 1
- 230000004927 fusion Effects 0.000 description 1
- 238000000265 homogenisation Methods 0.000 description 1
- 229910052739 hydrogen Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000001257 hydrogen Substances 0.000 description 1
- 229910044991 metal oxide Inorganic materials 0.000 description 1
- 150000004706 metal oxides Chemical class 0.000 description 1
- 150000004767 nitrides Chemical class 0.000 description 1
- 229910052761 rare earth metal Inorganic materials 0.000 description 1
- 150000002910 rare earth metals Chemical class 0.000 description 1
- 230000002269 spontaneous effect Effects 0.000 description 1
- 230000008961 swelling Effects 0.000 description 1
- 238000003786 synthesis reaction Methods 0.000 description 1
- 229910052722 tritium Inorganic materials 0.000 description 1
Classifications
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Inorganic Compounds Of Heavy Metals (AREA)
Abstract
Description
Изобретение относится к области технологии получения ядерного топлива на основе диоксида урана, имеющего повышенную плотность и увеличенное содержание делящегося материала.The invention relates to the field of technology for producing nuclear fuel based on uranium dioxide having a high density and an increased content of fissile material.
Диоксид урана в настоящее время - один из самых распространенных материалов, используемых в качестве ядерного топлива. Но, при сочетании целого ряда ценных свойств, такое топливо обладает и некоторыми существенными недостатками, К недостаткам топлива из чистого диоксида урана можно отнести малое значение коэффициента теплопроводности, особенно при повышенных температурах (~2,0 Вт/м·К при 2000 К), пониженное по сравнению с ураново-композитным топливом содержание делящегося элемента, а также невысокие прочностные свойства, появляющиеся после прессования, особенно если к диоксиду урана необходимо добавить оксид плутония. // Ма Б.М. Материалы ядерных энергетических установок. М.: Энергоатомиздат, 1978 // Котельников Р.Б., Башлыков С.Н., Каштанов А.И., Меньшикова Т.С. Высокотемпературное ядерное топливо. М., Атомиздат, 1978//.Uranium dioxide is currently one of the most common materials used as nuclear fuel. But, when combining a number of valuable properties, such a fuel also has some significant drawbacks. The disadvantages of a pure uranium dioxide fuel include a low coefficient of thermal conductivity, especially at elevated temperatures (~ 2.0 W / m · K at 2000 K), low fissile element content compared with uranium-composite fuel, as well as low strength properties that appear after pressing, especially if plutonium oxide must be added to uranium dioxide. // Ma B.M. Materials of nuclear power plants. M .: Energoatomizdat, 1978 // Kotelnikov RB, Bashlykov S.N., Kashtanov A.I., Menshikova T.S. High temperature nuclear fuel. M., Atomizdat, 1978 //.
Керметные и карбонитридные композиции (W-UO2, U-Zr-C-N, UN) обладают улучшенными свойствами по сравнению с чистым оксидом урана: у них выше содержание делящегося элемента, их теплопроводность в несколько раз выше, чем у диоксида урана, из-за большей упругости они меньше склонны к образованию трещин. // Гаврилин С.С., Денискин В.П., Наливаев В.И., Федик И.И. Керметный твэл на основе микротоплива для АСММ с повышенными характеристиками и безопасностью. Сб. докл. конф. "Малая энергетика 2006", М., 2006 // Федик И.И., Дьяков Е.К., Денискин В.П., Тухватулин Ш.Т., Кенжин Е.А., Гагарин А.Е. Совместная отработка и производство перспективного ядерного топлива в Казахстане. В сб. докл. конференции «Ядерная энергетика Республики Казахстан», г.Курчатов, ВКО, Республика Казахстан, 3-5 сент., 2007 //. Но производство такого материала топлива по сравнению с чисто оксидным топливом является более затратным и трудоемким как в процессе изготовления, так и при переработке; для него характерна склонность к распуханию и относительно плохая совместимость с материалом оболочки при облучении. Кроме того, нитридное топливо можно использовать в реакторах при температуре не выше 1650°С.Kermet and carbonitride compositions (W-UO 2 , U-Zr-CN, UN) have improved properties compared to pure uranium oxide: they have a higher fissile element content, their thermal conductivity is several times higher than that of uranium dioxide, due to more elastic, they are less prone to cracking. // Gavrilin S.S., Deniskin V.P., Nalivaev V.I., Fedik I.I. Microfuel-based fuel rods for AFMMs with enhanced performance and safety. Sat doc. conf. "Small Energy 2006", Moscow, 2006 // Fedik I.I., Dyakov E.K., Deniskin V.P., Tukhvatulin Sh.T., Kenzhin E.A., Gagarin A.E. Joint development and production of promising nuclear fuel in Kazakhstan. On Sat doc. Conference "Nuclear Energy of the Republic of Kazakhstan", Kurchatov, East Kazakhstan region, Republic of Kazakhstan, 3-5 September, 2007 //. But the production of such a fuel material in comparison with purely oxide fuel is more expensive and time-consuming both in the manufacturing process and in the processing; it is prone to swelling and relatively poor compatibility with the material of the shell during irradiation. In addition, nitride fuel can be used in reactors at a temperature not exceeding 1650 ° C.
Топливо из диоксида урана и металлического урана должно иметь более высокую плотность и повышенное содержание делящегося элемента по сравнению с оксидным топливом. Но при изготовлении топливной композиции по керамической технологии, предусматривающей смешивание порошков металлического и оксидного урана, после всех операций перемешивания, виброуплотнения, прессования и спекания на выходе получается материал с недостаточно прочным сцеплением частичек разных фаз. Из-за пониженной прочности такие топливные таблетки обладают повышенной хрупкостью и способностью к локальному разрушению как от приложения небольших усилий, так и вследствие стремления к самопроизвольному рассыпанию.Fuel from uranium dioxide and metallic uranium should have a higher density and increased fissile element content compared to oxide fuel. But in the manufacture of the fuel composition by ceramic technology, which involves mixing powders of metal and oxide of uranium, after all operations of mixing, vibration compaction, pressing and sintering at the output, a material with insufficiently strong adhesion of particles of different phases is obtained. Due to the reduced strength, such fuel pellets have increased fragility and the ability to local destruction both from the application of small efforts, and due to the desire for spontaneous scattering.
Известно использование гидридного уранового топлива в реакторе //Патент RU №2379773, МПК G21C 003/42, (2008.06)//, но сущность получения такого топлива заключалась в обработке металлического урана смесью дейтерия и трития непосредственно в активной зоне ядерного реактора с осуществлением одновременного протекания ядерных реакций деления и синтеза. Таким образом, гидрид урана в приведенном примере являлся конечным монофазным продуктом, температура использования которого ограничена 250°С.It is known to use uranium hydride fuel in a reactor // Patent RU No. 2379773, IPC G21C 003/42, (2008.06) //, but the essence of producing such fuel consisted in treating metallic uranium with a mixture of deuterium and tritium directly in the core of a nuclear reactor with simultaneous flow nuclear fission and fusion reactions. Thus, the uranium hydride in the above example was the final monophasic product, the temperature of use of which is limited to 250 ° C.
В качестве прототипа был выбран способ получения топливной таблетки из оксида урана с легирующими добавками с применением керамической технологии //Патент RU №2193242 G21C 3/62, 18.12.2000//. В прототипе порошок диоксида урана смешивали с прокаленным порошком алюмосиликата (до 0,2 масс.%), дающего по границам зерен с диоксидом урана легкоплавкую эвтектику. В зависимости от поставленных задач в состав таблетки могли быть добавлены легирующие добавки в виде оксидов редкоземельных или других металлов. Таблетки, пригодные для использования в качестве ядерного топлива, получали по обычной керамической технологии. Так как все добавки к оксиду урана, используемые в прототипе, легче самого диоксида урана, то плотность получаемых из такого материала таблеток не могла быть выше плотности оксидной матрицы.As a prototype, the method of obtaining a fuel tablet from uranium oxide with alloying additives using ceramic technology was selected // Patent RU No. 2193242 G21C 3/62, 12/18/2000 //. In the prototype, uranium dioxide powder was mixed with calcined aluminosilicate powder (up to 0.2 wt.%), Giving a fusible eutectic along the grain boundaries with uranium dioxide. Depending on the tasks, alloying additives in the form of rare earth or other metal oxides could be added to the tablet. Tablets suitable for use as nuclear fuel were prepared using conventional ceramic technology. Since all additives to uranium oxide used in the prototype are lighter than uranium dioxide itself, the density of tablets obtained from such material could not be higher than the density of the oxide matrix.
В предлагаемом в заявке способе ставилась задача получения таблеток ядерного топлива на основе диоксида урана, но с более высокой плотностью и с большим содержанием делящегося элемента, чем в чистом диоксиде урана. Такая задача не может быть выполнена добавлением к оксиду урана легирующих добавок, которые использовались в прототипе.In the method proposed in the application, the task was to obtain tablets of nuclear fuel based on uranium dioxide, but with a higher density and with a higher content of fissile element than in pure uranium dioxide. This task cannot be performed by adding to the uranium oxide alloying additives that were used in the prototype.
Поставленная задача решается в способе, сущность которого заключается в добавлении к диоксиду урана некоторого количества металлического урана, вводимого в топливную композицию в виде гидрида урана.The problem is solved in a way, the essence of which is to add to the uranium dioxide a certain amount of metallic uranium introduced into the fuel composition in the form of uranium hydride.
Способ предусматривает осуществление следующих процессов в указанной последовательности:The method involves the implementation of the following processes in the specified sequence:
1. Измельченный (~ до 50-30 мкм) диоксид урана смешивается с гидридом урана, имеющим размеры частиц не более 80 нм, количество гидрида в пересчете на металлический уран не превышает 50% (варьируется от 5 до 50%).1. The crushed (~ up to 50-30 microns) uranium dioxide is mixed with uranium hydride having a particle size of not more than 80 nm, the amount of hydride in terms of metallic uranium does not exceed 50% (varies from 5 to 50%).
2. Смесь гомогенизируется путем совместного перетирания и перемешивания.2. The mixture is homogenized by co-grinding and mixing.
3. Гомогенизированная смесь медленно (со скоростью 1 градус в минуту) нагревался, до 300-330°С в вакууме (10-4-10-5 мм рт.ст.).3. The homogenized mixture was slowly heated (at a rate of 1 degree per minute), to 300-330 ° C in vacuum (10 -4 -10 -5 mm Hg).
4. Из высушенного материала, в котором гидрид урана почти полностью разложился с образованием элементарного урана, прессуются таблетки с применением органического связующего (ПВС).4. From the dried material, in which the uranium hydride is almost completely decomposed to form elemental uranium, tablets are pressed using an organic binder (PVA).
5. Таблетки прокаливаются при температуре 1500-1550°С в условиях динамического вакуума (с вакуумом не ниже 10-4 мм рт.ст.).5. The tablets are calcined at a temperature of 1500-1550 ° C in a dynamic vacuum (with a vacuum of at least 10 -4 mm Hg).
После остывания в печи и извлечения таблеток они остаются устойчивыми на воздухe с сохранением четырехвалентного состояния урана в оксидной композиции. В результате всех описанных действий получается таблетка, состоящая из диоксида урана и металлического урана в количестве до 50 мас.%. Частицы металлического урана равномерно распределены в объеме оксидной матрицы с образованием сплошных структурных сеток, что способствует увеличению прочности таких таблеток. Значение плотности таблеток варьировалось в пределах 11,6-11,9 г/см3. Введение металла в оксид урана по предложенному способу способствовало увеличению плотности оксидной таблетки.After cooling in the oven and removing the tablets, they remain stable in air while maintaining the tetravalent state of uranium in the oxide composition. As a result of all the described actions, a tablet is obtained consisting of uranium dioxide and metallic uranium in an amount of up to 50 wt.%. Uranium metal particles are evenly distributed in the volume of the oxide matrix with the formation of continuous structural networks, which helps to increase the strength of such tablets. The value of the density of the tablets ranged from 11.6 to 11.9 g / cm 3 . The introduction of metal into uranium oxide by the proposed method contributed to an increase in the density of the oxide tablet.
Следующие примеры иллюстрируют применение предлагаемого способа.The following examples illustrate the application of the proposed method.
Пример 1, иллюстрирующий, что введение урана в диоксид урана в виде металлической урановой пудры не дает желаемого результата.Example 1, illustrating that the introduction of uranium into uranium dioxide in the form of metallic uranium powder does not give the desired result.
К мелкодисперсному оксиду урана добавили 10% урановой пудры. После гомогенизации шихты смесь нагревалась в вакууме (или водороде) до 350°С, прессовалась в таблетки, которые прогревались снова, повторно измельчались и спрессовывались. Эти таблетки спекались при 1650°С. По результатам зондового микроанализа в таблетках наблюдалась значительная пористость, частицы урана, неравномерно распределенные на границах фаз из оксида урана, местами образовывали конгломераты. Даже неоднократное перетирание прогретых несколько раз порошков не приводило к равномерному распределению частиц металлического урана в оксидной матрице.To finely divided uranium oxide was added 10% of uranium powder. After homogenization of the mixture, the mixture was heated in vacuum (or hydrogen) to 350 ° C, pressed into tablets, which were heated again, re-crushed and pressed. These tablets were sintered at 1650 ° C. According to the results of probe microanalysis in tablets, significant porosity was observed, uranium particles unevenly distributed at the phase boundaries from uranium oxide formed conglomerates in places. Even repeated grinding of powders heated several times did not lead to a uniform distribution of uranium metal particles in the oxide matrix.
Пример 2Example 2
Мелкодисперсный диоксид урана смешивали с наноразмерным гидридом урана в пропорции 1:1 (в пересчете на металл). Смесь перетирали, высушивали с откачкой до 10-5 мм рт.ст. при 330°С, в вакууме остужали до комнатной температуры, потом прессовали в таблетки. Таблетки спекали при 1500°С с откачкой до 10-4-10-5 мм рт.ст. и выдержкой при этой температуре в течение 1 часа. Зондовый микроанализ такой таблетки показал, что в спеченном материале микрочастички урана равномерно встроены в фазовые области из оксида урана, но на границах структурных блоков отмечено образование небольшого количества конгломератов. Измеренная плотность такого образца составила 11,6 г/см3.Fine uranium dioxide was mixed with nanosized uranium hydride in a ratio of 1: 1 (in terms of metal). The mixture was ground, dried with pumping to 10 -5 mm RT.article at 330 ° C, in a vacuum, cooled to room temperature, then pressed into tablets. The tablets were sintered at 1500 ° C with pumping up to 10 -4 -10 -5 mm Hg. and exposure at this temperature for 1 hour. A probe microanalysis of such a tablet showed that in the sintered material, uranium microparticles are evenly embedded in the phase regions of uranium oxide, but the formation of a small amount of conglomerates is noted at the boundaries of the structural blocks. The measured density of such a sample was 11.6 g / cm 3 .
Пример 3Example 3
Мелкозернистый диоксид урана смешивался с наноразмерным гидридом урана в соотношении 18% урана +82% диоксида урана. Далее синтез осуществлялся по описанному в примере 2 способу. Измеренная плотность прокаленных таблеток составила 11,9 г/см3, теплопроводность ~ 12 Вт/м·К (при 300 К). Зондовым микроанализом было подтверждено равномерное распределение микрочастичек урана по всей фазовой области оксида урана.Fine-grained uranium dioxide was mixed with nanosized uranium hydride in the ratio of 18% uranium + 82% uranium dioxide. Further, the synthesis was carried out according to the method described in example 2. The measured density of the calcined tablets was 11.9 g / cm 3 , thermal conductivity ~ 12 W / m · K (at 300 K). A probe microanalysis confirmed the uniform distribution of uranium microparticles over the entire phase region of uranium oxide.
Примеры 2 и 3 свидетельствуют о том, что в предложенном методе введение металлического урана в диоксид урана в виде гидрида имеет количественные ограничения: превышение 50%-ного количества урана в оксиде приводит к разуплотнению структуры, т.е. к понижению плотности и прочности.Examples 2 and 3 indicate that in the proposed method, the introduction of metallic uranium into uranium dioxide in the form of a hydride has quantitative limitations: an excess of 50% of the amount of uranium in the oxide leads to a softening of the structure, i.e. to lower density and strength.
Claims (1)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2011125574/07A RU2459289C1 (en) | 2011-06-21 | 2011-06-21 | Method for obtaining nuclear fuel pellets based on uranium dioxide |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2011125574/07A RU2459289C1 (en) | 2011-06-21 | 2011-06-21 | Method for obtaining nuclear fuel pellets based on uranium dioxide |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2459289C1 true RU2459289C1 (en) | 2012-08-20 |
Family
ID=46936803
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2011125574/07A RU2459289C1 (en) | 2011-06-21 | 2011-06-21 | Method for obtaining nuclear fuel pellets based on uranium dioxide |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2459289C1 (en) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| WO2015080626A1 (en) | 2013-11-26 | 2015-06-04 | Открытое Акционерное Общество "Акмэ-Инжиниринг" | Nuclear fuel pellet having enhanced thermal conductivity, and preparation method thereof |
Citations (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US5349618A (en) * | 1992-09-09 | 1994-09-20 | Ehud Greenspan | BWR fuel assembly having oxide and hydride fuel |
-
2011
- 2011-06-21 RU RU2011125574/07A patent/RU2459289C1/en not_active IP Right Cessation
Patent Citations (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US5349618A (en) * | 1992-09-09 | 1994-09-20 | Ehud Greenspan | BWR fuel assembly having oxide and hydride fuel |
Non-Patent Citations (1)
| Title |
|---|
| САМОЙЛОВ А.Г. и др. Тепловыделяющие элементы ядерных реакторов. - М.: Энергоатомиздат, 1996, с.98-100. * |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| WO2015080626A1 (en) | 2013-11-26 | 2015-06-04 | Открытое Акционерное Общество "Акмэ-Инжиниринг" | Nuclear fuel pellet having enhanced thermal conductivity, and preparation method thereof |
| US10381119B2 (en) | 2013-11-26 | 2019-08-13 | Joint Stock Company “Akme-Engineering” | Nuclear fuel pellet having enhanced thermal conductivity, and preparation method thereof |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| Matsuda et al. | Sintering behavior and electrochemical properties of garnet-like lithium conductor Li6. 25M0. 25La3Zr2O12 (M: Al3+ and Ga3+) | |
| Finkeldei et al. | Fabrication of UO2-Mo composite fuel with enhanced thermal conductivity from sol-gel feedstock | |
| JP6472460B2 (en) | Nuclear fuel pellets with enhanced thermal conductivity and method for preparing the same | |
| CN108565032A (en) | UO2Metal fuel pellet and its manufacturing method | |
| CN108039210A (en) | Fuel pellet and its manufacture method | |
| WO2011012548A2 (en) | Method for sintering thermoelectric materials | |
| CN109903868A (en) | A kind of preparation method of UC fuel pellet | |
| RU2713619C1 (en) | Nuclear fuel pellet and method of its production | |
| RU2711006C1 (en) | Method of producing ceramic nuclear fuel with burnable absorber | |
| RU2459289C1 (en) | Method for obtaining nuclear fuel pellets based on uranium dioxide | |
| CA3026544C (en) | The method of manufacturing a pelletized nuclear ceramic fuel | |
| KR101182290B1 (en) | Uranium dioxide fuel pellet including ni oxide and al oxide and the manufacturing method thereof | |
| KR101574224B1 (en) | oxide nuclear fuel pellet and the method for manufacturing thereof | |
| US3213032A (en) | Process for sintering uranium nitride with a sintering aid depressant | |
| Jiang et al. | Phase and microstructure evolution of 0.2 SiO2/Zr1-xNdxSiO4-x/2 (0≤ x≤ 0.1) ceramics | |
| KR101114731B1 (en) | METHOD FOR MANUFACTURING Ca3Co4O9-BASED THERMOELECTRIC MATERIALS USING SOLUTION COMBUSTION PROCESS | |
| US3168601A (en) | Process for the production of plutonium oxide-containing nuclear fuel compacts | |
| CN114195486B (en) | One-step method for preparing MgO-Nd 2 Zr 2 O 7 Method for forming multiphase ceramic inert fuel base material | |
| KR102455806B1 (en) | Neutron absorbing pellet added with yttria and method for preparing thereof | |
| RU2193242C2 (en) | Pelletized nuclear fuel | |
| CN115206566A (en) | Multi-target performance synergistically enhanced uranium dioxide-based composite fuel pellet and preparation method thereof | |
| Nozaki et al. | Synthesis of zirconia sphere particles based on gelation of sodium alginate | |
| CN106847353A (en) | Lutetium oxide target piece pellet preparation technology | |
| US3327027A (en) | Process for the production of plutonium oxide-containing nuclear fuel powders | |
| EP4553852A1 (en) | A novel process for production of composite tritium breeder material for fusion reactor application |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| MM4A | The patent is invalid due to non-payment of fees |
Effective date: 20190622 |