RU2423742C1 - Method to make nuclear fuel pellets with controlled microstructure - Google Patents
Method to make nuclear fuel pellets with controlled microstructure Download PDFInfo
- Publication number
- RU2423742C1 RU2423742C1 RU2010108342/07A RU2010108342A RU2423742C1 RU 2423742 C1 RU2423742 C1 RU 2423742C1 RU 2010108342/07 A RU2010108342/07 A RU 2010108342/07A RU 2010108342 A RU2010108342 A RU 2010108342A RU 2423742 C1 RU2423742 C1 RU 2423742C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- powder
- mixing
- nuclear fuel
- nuclear
- auxiliary component
- Prior art date
Links
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
- Compositions Of Oxide Ceramics (AREA)
Abstract
Description
Изобретение относится к ядерной технике, а именно к технологии изготовления таблеток ядерного топлива из порошков окислов ядерных делящихся материалов, в частности к изготовлению таблеток с регулируемой микроструктурой.The invention relates to nuclear technology, and in particular to a technology for the manufacture of tablets of nuclear fuel from powders of oxides of nuclear fissile materials, in particular to the manufacture of tablets with controlled microstructure.
Процесс таблетирования порошков окислов заключается в подготовке их к прессованию путем гранулирования, прессовании и спекании до требуемой плотности. Достигается это, как правило, реализацией двух групп технологий. Основное принципиальное различие их заключается в использовании пластифицирующих (связка и смазка) добавок в жидком или твердом виде («мокрая» или «сухая» технология соответственно) на стадии подготовки к прессованию. Это и определяет достоинства и недостатки используемых технологий. Регулирование пористости в обеих группах технологий осуществляют, как правило, введением выгорающих при спекании порообразующих добавок, варьируя их количество и дисперсность.The process of tabletting powders of oxides is to prepare them for pressing by granulation, pressing and sintering to the desired density. This is achieved, as a rule, by the implementation of two groups of technologies. Their main fundamental difference is the use of plasticizing (binder and lubricant) additives in liquid or solid form (“wet” or “dry” technology, respectively) at the stage of preparation for pressing. This determines the advantages and disadvantages of the technologies used. The regulation of porosity in both groups of technologies is carried out, as a rule, by the introduction of pore-forming additives that burn out during sintering, varying their amount and dispersion.
Наиболее интересными и сложными с научной и технологической точек зрения являются проблемы увеличения среднего размера зерна таблеток и повышения их пластических свойств. Решение этих проблем неразрывно связано с необходимостью изучения и применения законов и механизмов эволюции микроструктуры на всех стадиях процесса спекания.The most interesting and complex from a scientific and technological point of view are the problems of increasing the average grain size of tablets and increasing their plastic properties. The solution to these problems is inextricably linked with the need to study and apply the laws and mechanisms of the evolution of the microstructure at all stages of the sintering process.
На сегодняшний день достаточно полно изучены механизмы влияния малых легирующих примесей (МЛП) на активизацию роста зерна. Эффективность этих механизмов, работающих на микроуровнях, всецело зависит от степени гомогенности распределения МЛП в объеме порошка субстрата. Поэтому решающее значение приобретают дисперсность легирующих материалов, способ их введения, технология перемешивания, устойчивость полученных смесей в процессе дальнейших технологических операций.To date, the mechanisms of the influence of small alloying impurities (MLP) on the activation of grain growth have been studied quite fully. The effectiveness of these mechanisms operating at the microlevels depends entirely on the degree of homogeneity of the distribution of MLP in the volume of the substrate powder. Therefore, the dispersion of alloying materials, the method of their introduction, the mixing technology, and the stability of the resulting mixtures during further technological operations are of decisive importance.
Общеизвестным способом получения равномерных смесей порошков является процесс «master-mix» (лигатурное смешивание). Этот способ может применяться как для «сухих», так и для «мокрых» способов таблетирования. Но, наряду с определенными преимуществами, процесс «master-mix» обладает рядом серьезных недостатков, делающих невозможным успешное его применение для введения МЛП. Во-первых, введение такого малого количества (сотые доли % мас.) МЛП делает процесс настолько многоступенчатым, что трудоемкость возрастает в десятки раз. Во-вторых, в результате сухого перемешивания порошков с различной плотностью получаются неустойчивые смеси, которые в процессе технологических операций «расслаиваются», более легкая компонента «всплывает».A well-known way to obtain uniform powder mixtures is the "master-mix" process (master alloy mixing). This method can be used for both “dry” and “wet” tabletting methods. But, along with certain advantages, the master-mix process has a number of serious drawbacks that make it impossible to successfully use it for the introduction of MLP. Firstly, the introduction of such a small amount (hundredths of a wt.%) Of MLP makes the process so multistage that the complexity increases tenfold. Secondly, as a result of dry mixing of powders with different densities, unstable mixtures are obtained, which “stratify” during technological operations, the lighter component “pops up”.
В другом известном способе таблетирования (Патент США №5211905, G21C 3/62, 1987 г.) предлагается вводить в порошок UO2 отдельные кристаллы диоксида урана, изготовленные высокотемпературной дезинтеграцией в сухом водороде, с целью сдерживания чрезмерного роста зерна образцов при спекании в атмосфере углекислого газа. Для этого требуются специальные порошки UO2 и дорогая трудоемкая лабораторная технология, труднореализуемая в масштабном серийном производстве.In another known tabletting method (US Patent No. 5,211,905, G21C 3/62, 1987), it is proposed to introduce into the UO 2 powder separate uranium dioxide crystals made by high temperature disintegration in dry hydrogen, in order to inhibit the excessive grain growth of the samples during sintering in a carbon dioxide atmosphere gas. This requires special UO 2 powders and expensive labor-intensive laboratory technology, difficult to implement in large-scale serial production.
Наиболее близким по технической сущности и достигаемому результату к предложенному способу является способ получения таблеток ядерного топлива из диоксида урана, содержащих алюминий от 0,03 до 0,10% мас. и кремний от 0,01 до 0,05% мас., который предварительно прокаливают на воздухе при температуре от 700 до 800°С и измельчают до размера частиц менее 40 мкм, проводят перемешивание этих порошков, прессование таблеток из полученной смеси и их высокотемпературное спекание (RU 2193242 С1, опубл. 20.11.2002 г.).The closest in technical essence and the achieved result to the proposed method is a method for producing tablets of nuclear fuel from uranium dioxide containing aluminum from 0.03 to 0.10% wt. and silicon from 0.01 to 0.05% wt., which is preliminarily calcined in air at a temperature of from 700 to 800 ° C and crushed to a particle size of less than 40 microns, mixing of these powders, pressing of the tablets from the resulting mixture, and their high-temperature sintering (RU 2193242 C1, published on November 20, 2002).
В известном способе не выполняются задачи регулирования размеров пор и зерен в требуемых диапазонах значений. Таблетка ядерного топлива из диоксида урана содержит алюминия от 0,03 до 0,10% мас. и кремния от 0,01 до 0,05% мас., что превышает требования технических условий по содержанию этих элементов в топливных таблетках и снижает химическую чистоту топлива.In the known method, the tasks of regulating the size of pores and grains in the required ranges of values are not performed. The tablet of nuclear fuel from uranium dioxide contains aluminum from 0.03 to 0.10% wt. and silicon from 0.01 to 0.05% wt., which exceeds the requirements of the technical conditions for the content of these elements in fuel pellets and reduces the chemical purity of the fuel.
Малые количества легирующих добавок делают труднодостижимой достаточную равномерность их распределения в объеме порошков делящихся материалов для обеспечения и регулирования размера зерен. Так, у таблеток по известному способу при изготовлении в одних и тех же условиях величина среднего размера зерна составляла от 8 до 30 мкм; даже в объеме единичной таблетки присутствовали области с преимущественным размером зерен (области крупных и мелких зерен).Small amounts of alloying additives make it difficult to achieve sufficient uniformity of their distribution in the volume of powders of fissile materials to ensure and control grain size. So, tablets according to the known method in the manufacture under the same conditions, the average grain size was from 8 to 30 microns; even in the volume of a single tablet, regions with a predominant grain size (regions of large and small grains) were present.
Величина создаваемых в таблетке пор определяется дисперсностью порообразователя. Мелкодисперсные (≤40 мкм) порообразователи, используемые в известном способе, обладают высокой агломерационной способностью, что приводит к образованию крупных агломератов, которые в большинстве сохраняются при сухом смешивании порошков, создавая крупные поры и не позволяя регулировать их размеры в таблетках.The amount of pore created in the tablet is determined by the dispersion of the pore former. The finely dispersed (≤40 μm) pore formers used in the known method have a high agglomeration ability, which leads to the formation of large agglomerates, which are mostly preserved by dry mixing of the powders, creating large pores and not allowing their size to be regulated in tablets.
Техническим результатом настоящего изобретения является обеспечение возможности регулирования объема пористости, размер пор и зерна в широких пределах для реализации в массовом производстве таблеток ядерного топлива.The technical result of the present invention is the ability to control the volume of porosity, pore size and grain in a wide range for implementation in the mass production of tablets of nuclear fuel.
В результате решается задача, заключающаяся в повышении экономических и эксплуатационных характеристик ядерного топлива, а именно: повышение уровня средних выгораний с 42÷45 МВт·сут/кгU до 70÷80 МВт·сут/кгU и более.As a result, the problem is solved, which consists in increasing the economic and operational characteristics of nuclear fuel, namely: increasing the average burnup from 42 ÷ 45 MW · day / kgU to 70 ÷ 80 MW · day / kgU and more.
Указанный технический результат достигается тем, что в способе изготовления таблеток ядерного топлива, включающем смешивание порошка ядерного делящегося материала (например, UO2, U3O8, PuO2, ThO2 или их смеси), по меньшей мере одного вспомогательного компонента, выбранного из ряда: выгорающие поглотители - оксиды редкоземельных элементов (Gd2O3, Er2O3 и др.), порообразователи (азодикарбонамид, полиэтиленгликоль и др.) и легирующие добавки (соединения Mg, Ti, V, Nb, Al, Si, Cr, Fe, Mn, Sn), и жидкого органического пластификатора (например, водный раствор поливинилового спирта с добавкой глицерина) с последующим прессованием и спеканием, согласно изобретению предварительно по меньшей мере один вспомогательный компонент вводят в качестве наполнителя в жидкий органический пластификатор и гомогенизируют, полученную суспензию вспенивают до устойчивого состояния, а для смешивания используют субстрат, включающий по меньшей мере порошок ядерного делящегося материала, и полученную суспензию.The specified technical result is achieved by the fact that in the method of manufacturing tablets of nuclear fuel, comprising mixing a powder of nuclear fissile material (for example, UO 2 , U 3 O 8 , PuO 2 , ThO 2 or a mixture thereof) of at least one auxiliary component selected from series: burnable absorbers - rare earth oxides (Gd 2 O 3 , Er 2 O 3 and others), pore formers (azodicarbonamide, polyethylene glycol, etc.) and alloying additives (compounds of Mg, Ti, V, Nb, Al, Si, Cr , Fe, Mn, Sn), and a liquid organic plasticizer (e.g., an aqueous solution of polyvine silica with glycerin addition), followed by pressing and sintering, according to the invention, at least one auxiliary component is preliminarily introduced into the liquid organic plasticizer as a filler and homogenized, the resulting suspension is foamed to a steady state, and a substrate comprising at least powder is used for mixing nuclear fissile material, and the resulting suspension.
Кроме того, указанный субстрат помимо порошка ядерного делящегося материала может дополнительно включать по меньшей мере один другой вспомогательный компонент из указанного ряда (например, порообразователь и/или легирующую добавку).In addition, the specified substrate in addition to the powder of nuclear fissile material may additionally include at least one other auxiliary component from the specified series (for example, a pore former and / or dopant).
Перед прессованием предпочтительно осуществить гранулирование полученной массы.Before pressing, it is preferable to granulate the resulting mass.
Отличительная особенность описываемого изобретения заключается в следующем. Так как жидкий органический пластификатор - клеевые композиции - и субстрат на базе порошка ядерных делящихся материалов - оксидов радиоактивных элементов (UO2, U3O8, PuO2, ThO2 и др.) являются несмачиваемой парой, то при их перемешивании клеевая композиция не может покрывать тонким слоем каждую частицу порошка, а, наоборот, каждая капля клеевой композиции обволакивается мелкими частицами порошка. При таких условиях степень однородности смеси прямо пропорциональна степени дисперсности клеевой композиции либо площади ее поверхности. Задача заключалась в достижении устойчивого вспененного состояния клеевой композиции. Оказалось, что введение в пластификатор в качестве наполнителей легирующих и/или порообразующих добавок значительно облегчает задачу вспенивания клеевой композиции, а так как при вспенивании существенно возрастают ее объем и поверхность, снижается вязкость, то заметно улучшаются условия перемешивания ее с субстратом. При этом успешно решается задача повышения равномерности распределения регулирующих добавок в объеме субстрата и таблетки.A distinctive feature of the described invention is as follows. Since a liquid organic plasticizer - adhesive compositions - and a substrate based on a powder of nuclear fissile materials - oxides of radioactive elements (UO 2 , U 3 O 8 , PuO 2 , ThO 2 , etc.) are a non-wettable pair, when they are mixed, the adhesive composition does not can cover with a thin layer each particle of the powder, but, on the contrary, each drop of the adhesive composition is enveloped in small particles of powder. Under such conditions, the degree of homogeneity of the mixture is directly proportional to the degree of dispersion of the adhesive composition or its surface area. The task was to achieve a stable foamed state of the adhesive composition. It turned out that the introduction of alloying and / or pore-forming additives as fillers into the plasticizer greatly facilitates the task of foaming the adhesive composition, and since foaming significantly increases its volume and surface, its viscosity decreases, its mixing conditions with the substrate are noticeably improved. In this case, the problem of increasing the uniformity of the distribution of regulatory additives in the volume of the substrate and tablets is successfully solved.
Реализация описываемого способа может быть проиллюстрирована примерами получения таблеток ядерного топлива с различной величиной зерна и пор из порошка UO2 и смеси порошков UO2 и U3O8 с регулирующими добавками в виде выгорающего поглотителя Er2O3, порообразователя и легирующих добавок различного состава.The implementation of the described method can be illustrated by examples of the production of nuclear fuel pellets with different grain and pore sizes from UO 2 powder and a mixture of UO 2 and U 3 O 8 powders with regulatory additives in the form of a burnable absorber Er 2 O 3 , a pore former and alloying additives of various compositions.
Во всех представленных в таблице примерах выгорающий поглотитель и регулирующие добавки вводили в порошок UO2 или в смесь порошков UO2+U3O8 в виде вспененной суспензии на основе клеевой композиции (водный раствор поливинилового спирта с добавкой глицерина). Плотность клеевой композиции (пластификатора) составляла ~1,027 г/см3.In all the examples presented in the table, the burn-out absorber and control additives were added to UO 2 powder or to a mixture of UO 2 + U 3 O 8 powders in the form of a foamed suspension based on the adhesive composition (aqueous solution of polyvinyl alcohol with glycerol added). The density of the adhesive composition (plasticizer) was ~ 1.027 g / cm 3 .
В варианте 1 выгорающий поглотитель в виде порошка Er2O3 в количестве 0,4% мас. по отношению к массе порошка UO2 вводили в клеевую композицию (8%-ный раствор поливинилового спирта в дистиллированной воде с добавкой к данному раствору 6%мас. глицерина), гомогенизировали в смесителе-диспергаторе (диссольвере) до появления устойчивой пены. Полученную вспененную суспензию перемешивали с порошком UO2 до однородной массы, которую гранулировали, прессовали и спекали.In option 1, a burnable absorber in the form of a powder of Er 2 O 3 in an amount of 0.4% wt. with respect to the mass of the powder, UO 2 was introduced into the adhesive composition (an 8% solution of polyvinyl alcohol in distilled water with the addition of 6% wt. glycerol to this solution), homogenized in a dispersant mixer (dissolver) until a stable foam appeared. The resulting foamed suspension was mixed with UO 2 powder until a homogeneous mass was granulated, pressed and sintered.
Во втором варианте вспененную суспензию, полученную введением порошка Er2O3 в клеевую композицию (аналогично варианту 1), смешивали с субстратом порошков UO2, U3O8 и порообразователя (азодикарбонамид), полученного методом «сухого» смешивания. Причем в качестве порообразователя использовали две фракции азодикарбонамида (менее 10 мкм и 30÷40 мкм) в соотношении 1:1. Суммарное количество порообразователя составило 0,4% мас. по отношению к массе ядерного делящегося материала.In the second embodiment, the foamed suspension obtained by introducing the Er 2 O 3 powder into the adhesive composition (similar to Option 1) was mixed with a substrate of powders UO 2 , U 3 O 8 and a pore former (azodicarbonamide) obtained by dry mixing. Moreover, two fractions of azodicarbonamide (less than 10 μm and 30 ÷ 40 μm) in a ratio of 1: 1 were used as a pore-forming agent. The total amount of blowing agent was 0.4% wt. in relation to the mass of nuclear fissile material.
В третьем варианте планировали получить мономодальное распределение пор размером менее 20 мкм и величину среднего размера зерна ~18 мкм. Для этого готовили вспененную суспензию на основе 8%-ного раствора поливинилового спирта в дистиллированной воде с добавкой к данному раствору 6% мас. глицерина, а в качестве наполнителей для нее использовали азодикарбонамид фракции <30 мкм в количестве 0,3% мас. по отношению к массе ядерных делящихся материалов и порошок гидроокиси алюминия фракции <50 мкм в количестве, эквивалентном 0,015% мас. Al/U. Вспененную суспензию перемешивали со смесью порошков UO2 и U3O8 до однородной массы, которую гранулировали, прессовали и спекали.In the third version, it was planned to obtain a monomodal distribution of pores with a size of less than 20 μm and an average grain size of ~ 18 μm. For this, a foamed suspension was prepared on the basis of an 8% solution of polyvinyl alcohol in distilled water with the addition of 6% wt. glycerol, and as fillers for it used azodicarbonamide fractions <30 μm in an amount of 0.3% wt. in relation to the mass of nuclear fissile materials and aluminum hydroxide powder fractions <50 μm in an amount equivalent to 0.015% wt. Al / U. The foamed suspension was mixed with a mixture of powders UO 2 and U 3 O 8 to a homogeneous mass, which was granulated, pressed and sintered.
Целью четвертого варианта было получение топливных таблеток со средним размером зерна ≥25 мкм и гомогенной мономодальной пористостью с размером пор <10 мкм. Поэтому в данном случае органический порообразователь не использовали, ограничившись добавлением к порошку UO2 закиси-окиси урана (U3O8) в количестве 15% мас. относительно UO2, a с целью достижения требуемого уровня среднего размера зерна использовали легирование порошками Al2O3 в количестве, эквивалентном добавке 0,015% Al/U, и SiO2 в количестве, эквивалентном добавке 0,0045% Si/U. Порошки Al2O3 и SiO2 вводили в клеевую композицию (8%-ный раствор поливинилового спирта в дистиллированной воде с добавкой к нему 6% мас. глицерина), гомогенизировали до появления устойчивой пены. Полученную вспененную суспензию перемешивали с сухой смесью порошков UO2 и U3O8 до однородной массы, которую гранулировали, прессовали и спекали.The aim of the fourth option was to obtain fuel pellets with an average grain size of ≥25 μm and homogeneous monomodal porosity with a pore size of <10 μm. Therefore in this case no organic blowing agent is used, limiting the addition to the UO 2 powder of uranium oxide (U 3 O 8) in an amount of 15% by weight. relative to UO 2 , and in order to achieve the desired level of average grain size, alloying with Al 2 O 3 powders in an amount equivalent to an additive of 0.015% Al / U and SiO 2 in an amount equivalent to an additive of 0.0045% Si / U was used. Al 2 O 3 and SiO 2 powders were introduced into the adhesive composition (8% solution of polyvinyl alcohol in distilled water with the addition of 6% wt. Glycerol), homogenized until a stable foam appeared. The resulting foamed suspension was mixed with a dry mixture of powders UO 2 and U 3 O 8 to a homogeneous mass, which was granulated, pressed and sintered.
Таким образом, при реализации заявляемого способа получали таблетки ядерного топлива с различной величиной среднего размера зерна в интервале от ~10 до 25 мкм и более, которые характеризовались гомогенным распределением пор по объему таблетки и имели мономодальную и бимодальную пористость при заданном размере пор.Thus, when implementing the proposed method, nuclear fuel pellets were obtained with various average grain sizes ranging from ~ 10 to 25 μm or more, which were characterized by a homogeneous distribution of pores throughout the tablet and had unimodal and bimodal porosity at a given pore size.
Claims (3)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2010108342/07A RU2423742C1 (en) | 2010-03-09 | 2010-03-09 | Method to make nuclear fuel pellets with controlled microstructure |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2010108342/07A RU2423742C1 (en) | 2010-03-09 | 2010-03-09 | Method to make nuclear fuel pellets with controlled microstructure |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2423742C1 true RU2423742C1 (en) | 2011-07-10 |
Family
ID=44740445
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2010108342/07A RU2423742C1 (en) | 2010-03-09 | 2010-03-09 | Method to make nuclear fuel pellets with controlled microstructure |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2423742C1 (en) |
Citations (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US5257298A (en) * | 1991-03-04 | 1993-10-26 | Nippon Nuclear Fuel Development Co., Ltd. | Nuclear fuel pellets having an aluminosilicate deposition phase |
| RU2142170C1 (en) * | 1998-02-18 | 1999-11-27 | ОАО "Машиностроительный завод" | Nuclear fuel pellet |
| US6251310B1 (en) * | 1998-09-08 | 2001-06-26 | Korea Atomic Energy Research Institute | Method of manufacturing a nuclear fuel pellet by recycling an irradiated oxide fuel pellet |
| RU2193242C2 (en) * | 2000-12-18 | 2002-11-20 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Всероссийский научно-исследовательский институт неорганических материалов им. академика А.А.Бочвара" | Pelletized nuclear fuel |
| RU2362223C1 (en) * | 2007-10-11 | 2009-07-20 | Открытое акционерное общество "Высокотехнический научно-исследовательский институт неорганических материалов имени академика А.А. Бочвара" | High burnup nuclear uranium-gadolinium fuel on basis for uranium dioxide and method for its acquisition (versions) |
-
2010
- 2010-03-09 RU RU2010108342/07A patent/RU2423742C1/en active
Patent Citations (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US5257298A (en) * | 1991-03-04 | 1993-10-26 | Nippon Nuclear Fuel Development Co., Ltd. | Nuclear fuel pellets having an aluminosilicate deposition phase |
| RU2142170C1 (en) * | 1998-02-18 | 1999-11-27 | ОАО "Машиностроительный завод" | Nuclear fuel pellet |
| US6251310B1 (en) * | 1998-09-08 | 2001-06-26 | Korea Atomic Energy Research Institute | Method of manufacturing a nuclear fuel pellet by recycling an irradiated oxide fuel pellet |
| RU2193242C2 (en) * | 2000-12-18 | 2002-11-20 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Всероссийский научно-исследовательский институт неорганических материалов им. академика А.А.Бочвара" | Pelletized nuclear fuel |
| RU2362223C1 (en) * | 2007-10-11 | 2009-07-20 | Открытое акционерное общество "Высокотехнический научно-исследовательский институт неорганических материалов имени академика А.А. Бочвара" | High burnup nuclear uranium-gadolinium fuel on basis for uranium dioxide and method for its acquisition (versions) |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| RU2376665C2 (en) | High burn-up nuclear fuel tablet and method of making said tablet (versions) | |
| CN1890759B (en) | Preparation method of nuclear fuel particles based on (U,Pu)O2 or (U,Th)O2 mixed oxides | |
| KR910009192B1 (en) | Burnable neutron absorbers | |
| US3953286A (en) | Ceramic nuclear fuel pellets | |
| US3995000A (en) | Ceramic nuclear fuel pellets | |
| US9653188B2 (en) | Fabrication method of burnable absorber nuclear fuel pellets and burnable absorber nuclear fuel pellets fabricated by the same | |
| RU2362223C1 (en) | High burnup nuclear uranium-gadolinium fuel on basis for uranium dioxide and method for its acquisition (versions) | |
| Palanki | Fabrication of UO 2-Gd 2 O 3 Fuel Pellets | |
| US2814857A (en) | Ceramic fuel element material for a neutronic reactor and method of fabricating same | |
| RU2423742C1 (en) | Method to make nuclear fuel pellets with controlled microstructure | |
| JPS5895617A (en) | Method of increasing grain size of uranium oxide | |
| JP3919929B2 (en) | NUCLEAR PELLET, ITS MANUFACTURING METHOD, FUEL ELEMENT AND FUEL ASSEMBLY | |
| JPH0120399B2 (en) | ||
| RU2142170C1 (en) | Nuclear fuel pellet | |
| SE415216B (en) | PROCEDURE FOR MANUFACTURING SINTERED CERAMIC NUCLEAR FUEL EXCHANGE WITH REGULATED POROSITY | |
| RU2148279C1 (en) | Pelletized fuel production process | |
| KR20110089801A (en) | Sintered body of uranium dioxide with nickel oxide and aluminum oxide added and method of manufacturing the same | |
| KR102455806B1 (en) | Neutron absorbing pellet added with yttria and method for preparing thereof | |
| RU2193242C2 (en) | Pelletized nuclear fuel | |
| US3755513A (en) | Production of porous uo2 containing ceramic oxide fuel | |
| US3812050A (en) | Production of porous ceramic nuclear fuel employing dextrin as a volatile pore former | |
| JP2981580B2 (en) | Manufacturing method of nuclear fuel assembly | |
| KR100812952B1 (en) | Neutron Absorbing Sintered Body Added with Zirconia and Manufacturing Method Thereof | |
| RU2502141C1 (en) | Uranium-gadolinium nuclear fuel and method for production thereof | |
| US3205174A (en) | Nuclear fuel materials including vitreous phase |