RU2522744C2 - Composite fuel model material with inert porous metal matrix and method for production thereof - Google Patents
Composite fuel model material with inert porous metal matrix and method for production thereof Download PDFInfo
- Publication number
- RU2522744C2 RU2522744C2 RU2012100845/04A RU2012100845A RU2522744C2 RU 2522744 C2 RU2522744 C2 RU 2522744C2 RU 2012100845/04 A RU2012100845/04 A RU 2012100845/04A RU 2012100845 A RU2012100845 A RU 2012100845A RU 2522744 C2 RU2522744 C2 RU 2522744C2
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- pmm
- particles
- inert
- matrix
- composite fuel
- Prior art date
Links
- 239000000463 material Substances 0.000 title claims abstract description 54
- 239000000446 fuel Substances 0.000 title claims abstract description 44
- 239000002131 composite material Substances 0.000 title claims abstract description 30
- 239000011159 matrix material Substances 0.000 title claims abstract description 26
- 229910052751 metal Inorganic materials 0.000 title claims abstract description 14
- 239000002184 metal Substances 0.000 title claims abstract description 14
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 title claims description 18
- 238000000034 method Methods 0.000 claims abstract description 22
- 239000002245 particle Substances 0.000 claims abstract description 15
- 239000011148 porous material Substances 0.000 claims abstract description 13
- 238000011049 filling Methods 0.000 claims abstract description 6
- 229910052768 actinide Inorganic materials 0.000 claims abstract description 5
- 150000001255 actinides Chemical class 0.000 claims abstract description 5
- 239000007769 metal material Substances 0.000 claims abstract 2
- 239000000843 powder Substances 0.000 claims description 19
- 238000005245 sintering Methods 0.000 claims description 17
- 239000000203 mixture Substances 0.000 claims description 16
- HSJPMRKMPBAUAU-UHFFFAOYSA-N cerium(3+);trinitrate Chemical compound [Ce+3].[O-][N+]([O-])=O.[O-][N+]([O-])=O.[O-][N+]([O-])=O HSJPMRKMPBAUAU-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 11
- 238000010438 heat treatment Methods 0.000 claims description 11
- 238000003825 pressing Methods 0.000 claims description 10
- 238000005470 impregnation Methods 0.000 claims description 8
- 238000004663 powder metallurgy Methods 0.000 claims description 5
- 239000010935 stainless steel Substances 0.000 claims description 5
- 229910001220 stainless steel Inorganic materials 0.000 claims description 5
- XKRFYHLGVUSROY-UHFFFAOYSA-N Argon Chemical compound [Ar] XKRFYHLGVUSROY-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 4
- 125000002524 organometallic group Chemical group 0.000 claims description 4
- GUVRBAGPIYLISA-UHFFFAOYSA-N tantalum atom Chemical compound [Ta] GUVRBAGPIYLISA-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 4
- 229910052684 Cerium Inorganic materials 0.000 claims description 3
- 229910052776 Thorium Inorganic materials 0.000 claims description 3
- 230000015556 catabolic process Effects 0.000 claims description 3
- 238000006731 degradation reaction Methods 0.000 claims description 3
- 229910052715 tantalum Inorganic materials 0.000 claims description 3
- WFKWXMTUELFFGS-UHFFFAOYSA-N tungsten Chemical compound [W] WFKWXMTUELFFGS-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 3
- 238000009827 uniform distribution Methods 0.000 claims description 3
- 229910002651 NO3 Inorganic materials 0.000 claims description 2
- NHNBFGGVMKEFGY-UHFFFAOYSA-N Nitrate Chemical compound [O-][N+]([O-])=O NHNBFGGVMKEFGY-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 2
- 229910052786 argon Inorganic materials 0.000 claims description 2
- 229910052721 tungsten Inorganic materials 0.000 claims description 2
- 239000010937 tungsten Substances 0.000 claims description 2
- 239000002923 metal particle Substances 0.000 claims 1
- 150000002739 metals Chemical class 0.000 abstract description 3
- 230000008569 process Effects 0.000 abstract description 3
- 229910045601 alloy Inorganic materials 0.000 abstract description 2
- 239000000956 alloy Substances 0.000 abstract description 2
- 230000000694 effects Effects 0.000 abstract description 2
- 239000000126 substance Substances 0.000 abstract description 2
- 239000013528 metallic particle Substances 0.000 abstract 1
- 239000000243 solution Substances 0.000 description 11
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 description 8
- 239000011162 core material Substances 0.000 description 6
- 239000000919 ceramic Substances 0.000 description 5
- 238000005516 engineering process Methods 0.000 description 4
- 238000012360 testing method Methods 0.000 description 4
- OKTJSMMVPCPJKN-UHFFFAOYSA-N Carbon Chemical compound [C] OKTJSMMVPCPJKN-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 3
- 229910052778 Plutonium Inorganic materials 0.000 description 3
- WZECUPJJEIXUKY-UHFFFAOYSA-N [O-2].[O-2].[O-2].[U+6] Chemical class [O-2].[O-2].[O-2].[U+6] WZECUPJJEIXUKY-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 3
- 229910000420 cerium oxide Inorganic materials 0.000 description 3
- 230000004992 fission Effects 0.000 description 3
- 229910002804 graphite Inorganic materials 0.000 description 3
- 239000010439 graphite Substances 0.000 description 3
- 239000003701 inert diluent Substances 0.000 description 3
- BMMGVYCKOGBVEV-UHFFFAOYSA-N oxo(oxoceriooxy)cerium Chemical compound [Ce]=O.O=[Ce]=O BMMGVYCKOGBVEV-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 3
- OYEHPCDNVJXUIW-UHFFFAOYSA-N plutonium atom Chemical compound [Pu] OYEHPCDNVJXUIW-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 3
- 238000002360 preparation method Methods 0.000 description 3
- XEEYBQQBJWHFJM-UHFFFAOYSA-N Iron Chemical compound [Fe] XEEYBQQBJWHFJM-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- PXHVJJICTQNCMI-UHFFFAOYSA-N Nickel Chemical compound [Ni] PXHVJJICTQNCMI-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 229910000831 Steel Inorganic materials 0.000 description 2
- 230000015572 biosynthetic process Effects 0.000 description 2
- 238000009835 boiling Methods 0.000 description 2
- CPLXHLVBOLITMK-UHFFFAOYSA-N magnesium oxide Inorganic materials [Mg]=O CPLXHLVBOLITMK-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 239000000395 magnesium oxide Substances 0.000 description 2
- 238000002844 melting Methods 0.000 description 2
- 230000008018 melting Effects 0.000 description 2
- 238000002156 mixing Methods 0.000 description 2
- 230000005855 radiation Effects 0.000 description 2
- 230000002285 radioactive effect Effects 0.000 description 2
- 230000009467 reduction Effects 0.000 description 2
- 239000012047 saturated solution Substances 0.000 description 2
- 239000010959 steel Substances 0.000 description 2
- 229910000439 uranium oxide Inorganic materials 0.000 description 2
- JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N uranium(0) Chemical compound [U] JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- ZSLUVFAKFWKJRC-IGMARMGPSA-N 232Th Chemical compound [232Th] ZSLUVFAKFWKJRC-IGMARMGPSA-N 0.000 description 1
- 229910052695 Americium Inorganic materials 0.000 description 1
- 229910002492 Ce(NO3)3·6H2O Inorganic materials 0.000 description 1
- VYZAMTAEIAYCRO-UHFFFAOYSA-N Chromium Chemical compound [Cr] VYZAMTAEIAYCRO-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910052685 Curium Inorganic materials 0.000 description 1
- DGAQECJNVWCQMB-PUAWFVPOSA-M Ilexoside XXIX Chemical compound C[C@@H]1CC[C@@]2(CC[C@@]3(C(=CC[C@H]4[C@]3(CC[C@@H]5[C@@]4(CC[C@@H](C5(C)C)OS(=O)(=O)[O-])C)C)[C@@H]2[C@]1(C)O)C)C(=O)O[C@H]6[C@@H]([C@H]([C@@H]([C@H](O6)CO)O)O)O.[Na+] DGAQECJNVWCQMB-PUAWFVPOSA-M 0.000 description 1
- FYYHWMGAXLPEAU-UHFFFAOYSA-N Magnesium Chemical compound [Mg] FYYHWMGAXLPEAU-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910020068 MgAl Inorganic materials 0.000 description 1
- 229910052781 Neptunium Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000004372 Polyvinyl alcohol Substances 0.000 description 1
- 208000019155 Radiation injury Diseases 0.000 description 1
- 229910052770 Uranium Inorganic materials 0.000 description 1
- HCHKCACWOHOZIP-UHFFFAOYSA-N Zinc Chemical compound [Zn] HCHKCACWOHOZIP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- QCWXUUIWCKQGHC-UHFFFAOYSA-N Zirconium Chemical compound [Zr] QCWXUUIWCKQGHC-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910026551 ZrC Inorganic materials 0.000 description 1
- OTCHGXYCWNXDOA-UHFFFAOYSA-N [C].[Zr] Chemical compound [C].[Zr] OTCHGXYCWNXDOA-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910000310 actinide oxide Inorganic materials 0.000 description 1
- 230000009471 action Effects 0.000 description 1
- LXQXZNRPTYVCNG-UHFFFAOYSA-N americium atom Chemical compound [Am] LXQXZNRPTYVCNG-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 230000008901 benefit Effects 0.000 description 1
- 239000011230 binding agent Substances 0.000 description 1
- GWXLDORMOJMVQZ-UHFFFAOYSA-N cerium Chemical compound [Ce] GWXLDORMOJMVQZ-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910052804 chromium Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000011651 chromium Substances 0.000 description 1
- 238000005056 compaction Methods 0.000 description 1
- 230000006835 compression Effects 0.000 description 1
- 238000007906 compression Methods 0.000 description 1
- 238000001816 cooling Methods 0.000 description 1
- 238000005336 cracking Methods 0.000 description 1
- 239000012153 distilled water Substances 0.000 description 1
- 238000001035 drying Methods 0.000 description 1
- 239000011521 glass Substances 0.000 description 1
- 239000008240 homogeneous mixture Substances 0.000 description 1
- 229910052742 iron Inorganic materials 0.000 description 1
- 238000003754 machining Methods 0.000 description 1
- 229910052749 magnesium Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000011777 magnesium Substances 0.000 description 1
- AXZKOIWUVFPNLO-UHFFFAOYSA-N magnesium;oxygen(2-) Chemical compound [O-2].[Mg+2] AXZKOIWUVFPNLO-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 230000014759 maintenance of location Effects 0.000 description 1
- 150000001247 metal acetylides Chemical class 0.000 description 1
- 238000000465 moulding Methods 0.000 description 1
- 229910052759 nickel Inorganic materials 0.000 description 1
- 150000002823 nitrates Chemical class 0.000 description 1
- SIWVEOZUMHYXCS-UHFFFAOYSA-N oxo(oxoyttriooxy)yttrium Chemical compound O=[Y]O[Y]=O SIWVEOZUMHYXCS-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229920002451 polyvinyl alcohol Polymers 0.000 description 1
- 239000002243 precursor Substances 0.000 description 1
- 230000001681 protective effect Effects 0.000 description 1
- 238000005086 pumping Methods 0.000 description 1
- 239000002901 radioactive waste Substances 0.000 description 1
- 238000009717 reactive processing Methods 0.000 description 1
- 238000007873 sieving Methods 0.000 description 1
- 229910052708 sodium Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000011734 sodium Substances 0.000 description 1
- 239000006104 solid solution Substances 0.000 description 1
- 239000002915 spent fuel radioactive waste Substances 0.000 description 1
- 229910052596 spinel Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000011029 spinel Substances 0.000 description 1
- 238000003756 stirring Methods 0.000 description 1
- 230000008961 swelling Effects 0.000 description 1
- 238000005979 thermal decomposition reaction Methods 0.000 description 1
- 230000008646 thermal stress Effects 0.000 description 1
- 238000001291 vacuum drying Methods 0.000 description 1
- 238000012795 verification Methods 0.000 description 1
- 239000002699 waste material Substances 0.000 description 1
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Chemical compound O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 238000005303 weighing Methods 0.000 description 1
- 229910052725 zinc Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000011701 zinc Substances 0.000 description 1
- 229910052726 zirconium 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
- Manufacture Of Alloys Or Alloy Compounds (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
Description
Изобретение относится к области материалов ядерной техники, а именно к композиционным ядерным топливным материалам, характеризующихся высоким сопротивлением растрескиванию под действием облучения, повышенной способностью удержания газообразных продуктов деления и повышенной теплопроводностью, а также к способу получения указанного композиционного ядерного топливного материала. Изобретение может быть использовано при проведении дореакторных испытаний с целью прогнозирования характеристик элементов-выжигателей младших актинидов (МА) в быстрых реакторах, предназначенных для замыкания ядерного топливного цикла.The invention relates to the field of nuclear engineering materials, namely to composite nuclear fuel materials, characterized by high resistance to cracking under the action of radiation, increased ability to retain gaseous fission products and increased thermal conductivity, as well as to a method for producing said composite nuclear fuel material. The invention can be used in pre-reactor tests to predict the characteristics of element burners of minor actinides (MA) in fast reactors designed to close the nuclear fuel cycle.
Реакторная переработка радиоактивных отходов ядерной энергетики, приводящая к снижению радиотоксичности этих отходов, является эффективным способом обращения с ними, обеспечивающим возможность создания замкнутого ядерного топливного цикла. В основе способа лежит утилизация МА - нептуния, америция и кюрия, извлекаемых из отработанного ядерного топлива. Использование их в быстрых реакторах позволяет получать дополнительную энергию от нарабатываемых и хранящихся МА.Reactive processing of radioactive waste from nuclear energy, leading to a decrease in the radiotoxicity of this waste, is an effective way to handle it, providing the possibility of creating a closed nuclear fuel cycle. The method is based on the utilization of MA - neptunium, americium and curium, extracted from spent nuclear fuel. Their use in fast reactors makes it possible to obtain additional energy from produced and stored MAs.
Большой интерес для наиболее эффективной утилизации МА представляет топливо с инертным разбавителем без воспроизводящей плутоний компоненты в виде урана-238 [1-5]. В этих опубликованных вариантах аналогов предлагаемого нами изобретения матричными инертными разбавителями в составе топливных материалов служат оксиды (преимущественно оксиды магния, циркония) либо карбиды (преимущественно карбид циркония). Однако топливные материалы указанных составов обладают существенными недостатками, в основном связанными с низкой теплопроводностью инертной матрицы (особенно оксидной) и технологическими трудностями формирования композиционного материала. Эти трудности возникают при изготовлении топливных материалов с инертной матрицей на основе смесей порошков оксидов, по крайней мере один из компонентов которых отличается очень высокой радиоактивностью, либо на основе пористого карбидного каркаса, получаемого по крайне сложной технологии.Of great interest for the most efficient utilization of MA is fuel with an inert diluent without the plutonium-producing component in the form of uranium-238 [1-5]. In these published versions of the analogues of our invention, the matrix inert diluents in the composition of the fuel materials are oxides (mainly oxides of magnesium, zirconium) or carbides (mainly zirconium carbide). However, the fuel materials of these compositions have significant drawbacks, mainly associated with the low thermal conductivity of the inert matrix (especially oxide) and technological difficulties in the formation of the composite material. These difficulties arise in the manufacture of inert-matrix fuel materials based on mixtures of oxide powders, at least one of the components of which is characterized by very high radioactivity, or on the basis of a porous carbide skeleton obtained by extremely complex technology.
Положительной альтернативой представляется композиционное топливо с инертной пористой металлической матрицей (ПММ), которая обладает намного более высокой теплопроводностью, чем оксидные и карбидные матрицы рассмотренных аналогов. Проведенные расчеты показали, что в условиях реактора БН-600 температура центральной зоны топливных элементов-выжигателей МА с ПММ не должна превышать 700-800°C. При этом перепад температуры между осью топливного элемента и его периферией не превышает 300°C, что приводит к значительному снижению в нем тепловых напряжений. Это дает возможность использовать ПММ из металлов с относительно низкой температурой плавления (железо, никель, хром) и, что особенно существенно - из нержавеющей стали, широко применяемой в быстрых реакторах. При этом достаточно просто решаются технологические вопросы формирования ПММ на основе хорошо известных технологий порошковой металлургии, что также является преимуществом по сравнению с упомянутыми аналогами.A positive alternative seems to be a composite fuel with an inert porous metal matrix (PMM), which has a much higher thermal conductivity than the oxide and carbide matrices of the considered analogues. The calculations showed that under the conditions of the BN-600 reactor, the temperature of the central zone of MA fuel burners with PMM should not exceed 700-800 ° C. In this case, the temperature difference between the axis of the fuel cell and its periphery does not exceed 300 ° C, which leads to a significant reduction in thermal stresses in it. This makes it possible to use PMM from metals with a relatively low melting point (iron, nickel, chromium) and, most importantly, from stainless steel, which is widely used in fast reactors. In this case, the technological issues of the formation of PMM based on well-known technologies of powder metallurgy are quite easily solved, which is also an advantage compared to the aforementioned analogues.
Для оценки теплофизических и ядерно-физических свойств ядерного топлива перед проведением реакторных испытаний используются модельные топливные материалы. Что касается топливных элементов-выжигателей МА для быстрых реакторов, то для их дореакторных испытаний вместо оксидов высокорадиоактивных МА применяются, например, моделирующие оксиды церия, тория либо урана. При этом подчеркнем, что в этом случае оксид урана является только модельным материалом, поскольку основная часть смысла топливных элементов-выжигателей МА с инертной матрицей для быстрых реакторов заключается в отсутствии в них урана, могущего служить источником воспроизведения плутония.To assess the thermophysical and nuclear-physical properties of nuclear fuel, model fuel materials are used before conducting reactor tests. As for MA fuel burners for fast reactors, instead of highly radioactive MA oxides, for example, modeling cerium, thorium, or uranium oxides are used for their pre-reactor tests. At the same time, we emphasize that in this case, uranium oxide is only a model material, since the main part of the meaning of inert-matrix MA fuel cells-burners for fast reactors is the absence of uranium in them, which could serve as a source of plutonium reproduction.
Для проведения дореакторной оценки теплофизических и ядерно-физических свойств топливных элементов-выжигателей МА с инертной ПММ авторами предлагаются композиционный топливный модельный материал с инертной ПММ и способ его изготовления.To conduct a pre-reactor assessment of the thermophysical and nuclear-physical properties of MA inert PMM fuel elements-burners, the authors propose a composite fuel model material with inert PMM and a method for its manufacture.
В качестве прототипа авторами выбран патент «Композитный материал ядерного топлива и способ его получения» [6]. Этот композитный материал содержит керамическую инертную матрицу, выполненную из шпинели, окиси магния или окиси иттрия, в которой распределены частицы UO2 или смеси окислов на основе UO2. Способ включает в себя приготовление смеси из частиц вещества-предшественника ядерного топлива (U3O8 или смеси UO2-U3O8) и порошка инертного материала, формования смеси прессованием и спеканием отформованной смеси в восстановительной атмосфере. Как отмечалось выше, оксидное урановое топливо может использоваться в качестве модельного материала при проведении дореакторных испытаний элементов-выжигателей МА с инертной ПММ, поэтому выбор прототипа представляется вполне обоснованным.As a prototype, the authors chose the patent "Composite material of nuclear fuel and the method of its production" [6]. This composite material contains a ceramic inert matrix made of spinel, magnesium oxide or yttrium oxide, in which particles of UO 2 or a mixture of oxides based on UO 2 are distributed. The method includes preparing a mixture of particles of a nuclear fuel precursor substance (U 3 O 8 or a mixture of UO 2 -U 3 O 8 ) and an inert material powder, molding the mixture by pressing and sintering the molded mixture in a reducing atmosphere. As noted above, uranium oxide fuel can be used as a model material during pre-reactor tests of inert PMM MA burner elements, so the choice of a prototype seems to be quite reasonable.
Недостатками прототипа в части свойств композиционного топливного модельного материала являются следующие:The disadvantages of the prototype regarding the properties of the composite fuel model material are as follows:
1. Зазоры величиной 1-10 мкм между частицами топлива и керамической матрицы. Они приводят к тому, что невысокая теплопроводность композиционного материала (составляет для керамики ~ единицы Вт/м·°C) еще более уменьшается, что приводит к нагреву средней зоны топливного сердечника до очень высоких температур, вызывающих нежелательное воздействие на материал сердечника. При этом в начале работы топливных сердечников тепловой контакт между частицами топлива и керамической матрицы отсутствует, что также может приводить к нежелательным последствиям для топливных частиц.1. Gaps of 1-10 μm between the fuel particles and the ceramic matrix. They lead to the fact that the low thermal conductivity of the composite material (for ceramics is ~ units W / m · ° C) is further reduced, which leads to the heating of the middle zone of the fuel core to very high temperatures, causing an undesirable effect on the core material. In this case, at the beginning of the operation of the fuel cores, there is no thermal contact between the fuel particles and the ceramic matrix, which can also lead to undesirable consequences for the fuel particles.
2. Указанные зазоры не могут обеспечить достаточную величину объемов пор для собирания газообразных продуктов деления при работе топлива.2. These gaps cannot provide a sufficient pore volume for collecting gaseous fission products during fuel operation.
3. Размеры пор в процессе работы топлива уменьшаются, что ухудшает условия удержания ГПД внутри топлива.3. The pore size in the process of fuel operation is reduced, which worsens the conditions of retention of GPA inside the fuel.
4. В композитной керамике возможны участки негомогенности из-за сложности перемешивания исходных инертных порошков с топливными порошками, создающие локальные искажения содержания топливной составляющей.4. In composite ceramics, areas of inhomogeneity are possible due to the difficulty of mixing the initial inert powders with fuel powders, creating local distortions in the content of the fuel component.
Недостатками прототипа в части операций, составляющих способ получения композиционного топливного модельного материала являются следующие:The disadvantages of the prototype in terms of operations that make up the method of producing a composite fuel model material are as follows:
1. Операции приготовления топливного материала из исходных порошков смесей с равномерным распределением в них частиц, обладающих разной плотностью (например, U3O8 и MgO, либо CeO2 и MgAl2O4), сильно затруднены и требуют применения сложных технологических приемов.1. The operations of preparing fuel material from the initial powders of mixtures with a uniform distribution of particles with different densities (for example, U 3 O 8 and MgO, or CeO 2 and MgAl 2 O 4 ) in them are very difficult and require complicated technological methods.
2. Операции приготовления топливного материала из-за необходимости перемешивания порошковых смесей, содержащих сильно радиоактивную составляющую, требуют применения сложного специализированного оборудования с дистанционным управлением.2. Operations for preparing fuel material due to the need to mix powder mixtures containing a highly radioactive component, require the use of sophisticated specialized equipment with remote control.
3. Необходимость применения сложных технологических операций для обеспечения гомогенности композитного топливного материала.3. The need for complex technological operations to ensure the homogeneity of the composite fuel material.
4. Необходимость применения сложных технологических операций для обеспечения точных размеров сердечников, сразу формируемых из композитного топливного материала, содержащего высокоактивную составляющую.4. The need for complex technological operations to ensure the exact dimensions of the cores immediately formed from a composite fuel material containing a highly active component.
Предлагаемый авторами композиционный топливный материал на основе пористой металлической матрицы (ПММ) с введением в поры матрицы оксидов МА позволяет улучшить указанные недостатки и отличается следующими признаками:The composite fuel material proposed by the authors based on a porous metal matrix (PMM) with the introduction of MA oxides into the pores of the matrix can improve these disadvantages and is characterized by the following features:
1. Использованием металлического материала матрицы с более прочным контактом частиц оксида с ПММ, за счет чего повышается теплопроводность до десятков Вт/м·°C.1. Using a metal matrix material with a stronger contact of oxide particles with PMM, thereby increasing thermal conductivity to tens of W / m · ° C.
2. Возможностью получения открытой пористости ПММ в пределах 50-70%, с содержанием CeO2 20-35% масс. при заполнении пор 30-40%, что способствует выведению продуктов деления и препятствует распуханию под воздействием облучения.2. The ability to obtain open porosity PMM in the range of 50-70%, with a CeO 2 content of 20-35% by weight. when filling pores 30-40%, which helps to eliminate fission products and prevents swelling under the influence of radiation.
3. Возможностью изготовления ПММ методами порошковой металлургии в заданный размер без припуска на финишную обработку, что позволяет снизить температуру центральной части сердечника до 700-800°C за счет улучшения отвода тепла вследствие уменьшения зазора между сердечником и оболочкой.3. The possibility of manufacturing PMM by powder metallurgy methods in a predetermined size without allowance for finishing, which allows to reduce the temperature of the central part of the core to 700-800 ° C due to improved heat removal due to a decrease in the gap between the core and the shell.
4. Высокой технологичностью раздельного процесса изготовления ПММ, что позволяет варьировать ядерно-физические характеристики ПММ путем использования различных металлов и сплавов, хорошо зарекомендовавших себя в области ядерной техники.4. High manufacturability of a separate PMM manufacturing process, which allows varying the nuclear-physical characteristics of PMM by using various metals and alloys that are well established in the field of nuclear engineering.
Технология изготовления композиционного топливного материала на основе ПММ отличается тем, что она разделена на 2 стадии:The manufacturing technology of composite fuel material based on PMM is characterized in that it is divided into 2 stages:
1. Изготовление методами порошковой металлургии и подготовка ПММ с заданными размерами и пористостью.1. Production by powder metallurgy methods and preparation of PMM with specified sizes and porosity.
2. Пропитка ПММ металлоорганическими комплексами, или золями, или растворами нитратов Ce, или Th, или U (имитаторы оксидов младших актинидов) в вакууме с последующей термодеструкцией при помощи двухстадийной термообработки.2. Impregnation of PMM with organometallic complexes, or sols, or solutions of Ce, or Th, or U nitrates (simulators of minor actinide oxides) in vacuum, followed by thermal degradation using two-stage heat treatment.
Для экспериментальной проверки технологии изготовления ПММ для последующей пропитки раствором нитрата церия были выбраны порошки: 1) нержавеющей стали ПХ18Н15 и ПХ17Н2 (ГОСТ 13084-88), 2) тантала (ТУ 95-318-75Е), 3) вольфрама марки ПВ-1 (ТУ 48-19-101-84).For experimental verification of the PMM manufacturing technology for subsequent impregnation with cerium nitrate solution, the following powders were selected: 1) stainless steel ПХ18Н15 and ПХ17Н2 (GOST 13084-88), 2) tantalum (TU 95-318-75Е), 3) tungsten grade PV-1 ( TU 48-19-101-84).
Технологический процесс изготовления ПММ включает в себя следующие операции:The manufacturing process of PMM includes the following operations:
1) Подготовка исходных компонентов. Предварительный рассев партий порошков с целью выделения наиболее оптимальной для прессования фракции (56-160 мкм), обеспечивающей равномерное распределение пористости и удовлетворительные, с точки зрения последующей пропитки, структуру и размер пор. Смешивание (в случае использования двух и более порошков) исходных компонентов в заданных пропорциях до однородного состояния. Сушка при температуре 350-400°C в течение 4-5 часов в вакуумном сушильном шкафу (вакуум - 70-80 мм.рт.ст. (9,3-10,6 кПа)) однородного порошка или полученного композиционного для удаления влаги перед проведением операций прессования.1) Preparation of the starting components. Preliminary sieving of batches of powders in order to isolate the most optimal fraction for pressing (56-160 μm), which provides uniform distribution of porosity and satisfactory, from the point of view of subsequent impregnation, structure and pore size. Mixing (in the case of using two or more powders) of the starting components in predetermined proportions to a homogeneous state. Drying at a temperature of 350-400 ° C for 4-5 hours in a vacuum drying oven (vacuum - 70-80 mm Hg (9.3-10.6 kPa)) of a homogeneous powder or obtained composite to remove moisture before pressing operations.
2) Прессование заготовок ПММ под спекание. Пресс-оснастка обеспечивала такой диаметр заготовок, который позволяет исключить операцию механической обработки в размер после спекания. Прессование заготовок ПММ осуществляли на электрогидравлическом прессе, давление прессования составляло 0,2-0,8 тс/см2 в зависимости от фракционного состава порошка и требуемой начальной пористости. Применение гидравлического пресса обеспечивало достаточно высокое давление и плавное уплотнение порошка при сравнительно малых скоростях движения пуансона. При этом применялась методика прессования по ограничителю высоты с использованием стальных матриц из термообработанной до 53-63 ед. HRC стали ХВГ ГОСТ 59590-2000. Для изготовления заготовок ПММ в матрицу пресс-формы засыпали подготовленную навеску, рассчитанную таким образом, чтобы после проведения операции прессования пористость составляла 50-70%. В случае неудовлетворительной формуемости порошка для получения заданной пористости применяли связующее (например, стеорат цинка, поливиниловый спирта и др.), удаляемое при проведении операции спекания.2) Pressing PMM blanks for sintering. Press equipment provided such a diameter of the workpieces, which allows to exclude the machining operation in size after sintering. The pressing of the PMM blanks was carried out on an electro-hydraulic press, the pressing pressure was 0.2-0.8 tf / cm 2 depending on the fractional composition of the powder and the required initial porosity. The use of a hydraulic press provided a sufficiently high pressure and smooth compaction of the powder at relatively low speeds of movement of the punch. In this case, a pressing technique was used for the height limiter using steel matrices from heat-treated up to 53-63 units. HRC steel HVG GOST 59590-2000. For the manufacture of PMM blanks, a prepared sample was poured into the mold matrix, calculated so that after the pressing operation, the porosity was 50-70%. In the case of poor formability of the powder, a binder (for example, zinc steorate, polyvinyl alcohol, etc.) was used to obtain a given porosity, which was removed during the sintering operation.
3) Спекание прессовок ПММ. Для проведения операции спекания применяли различную оснастку в зависимости от типа печи, которая позволяла равномерно распределить обрабатываемые изделия в центре рабочего пространства в открытом состоянии (в случае спекания в вакууме или защитной атмосфере) или в контейнере с графитом (в случае спекания на воздухе). Спекание прессовок ПММ осуществляли в печи марки СНВЭ при вакууме 1-2·10-4 мм.рт.ст. (1,33-2,66·10-2 Па) или в муфельной печи марки СНОЛ с использованием графитовой засыпки. Для получения заготовок требуемой прочности (не менее 30 МПа на сжатие) при условии сохранения исходной пористости (практически безусадочное спекание) спекание осуществляли в течение 1-2 часов при температуре 0,6-0,8 от температуры плавления используемого порошка.3) Sintering of PMM compacts. For the sintering operation, various accessories were used depending on the type of furnace, which made it possible to evenly distribute the processed products in the center of the working space in the open state (in the case of sintering in a vacuum or protective atmosphere) or in a container with graphite (in the case of sintering in air). The PMM compacts were sintered in an SNVE furnace under a vacuum of 1-2 · 10 -4 mm Hg. (1.33-2.66 · 10 -2 Pa) or in a muffle furnace brand SNOL using graphite filling. To obtain preforms of the required strength (not less than 30 MPa for compression), while maintaining the initial porosity (practically non-shrinking sintering), sintering was carried out for 1-2 hours at a temperature of 0.6-0.8 of the melting point of the used powder.
Пример 1: Порошки нержавеющей стали ПХ18Н15 или ПХ17Н2 (ГОСТ 13084-88). Операцию спекания проводили в вакууме при температуре или в графитовой засыпке 1050-1200°C в течение 1-1,5 ч. При этом происходит незначительная усадка заготовок до требуемого размера 5,9-0,1 мм, поэтому пресс-оснастка обеспечивала получение заготовок ПММ диаметром 5,9 мм. Масса навески составляла 1,2±0,1 г.Example 1: Powders of stainless steel ПХ18Н15 or ПХ17Н2 (GOST 13084-88). The sintering operation was carried out in vacuum at a temperature or in graphite filling of 1050-1200 ° C for 1-1.5 hours. In this case, a slight shrinkage of the workpieces to the required size of 5.9 -0.1 mm occurs, so the press tooling provided the workpieces PMM with a diameter of 5.9 mm. The weight of the sample was 1.2 ± 0.1 g.
Пример 2: Порошок тантала (ТУ 95-318-75Е), полученный натрийтермическим восстановлением. Операцию спекания проводили в вакууме при температуре 1350-1400°C в течение 1-1,5 ч. При этом усадка практически отсутствовала. Масса навески составляла 1,8±0,1 г., пористость - порядка 60%.Example 2: Tantalum powder (TU 95-318-75E) obtained by sodium thermal reduction. The sintering operation was carried out in vacuum at a temperature of 1350-1400 ° C for 1-1.5 hours. At the same time, shrinkage was practically absent. The weight of the sample was 1.8 ± 0.1 g, and the porosity was about 60%.
Пример 3: Порошок вольфрама марки ПВ-1 (ТУ 48-19-101-84). Операцию спекания проводили в вакууме при температуре 1400-1500°C в течение 1-1,5 ч. При этом усадка практически отсутствовала. Масса навески составляла 2,2±0,1 г.Example 3: Tungsten powder brand PV-1 (TU 48-19-101-84). The sintering operation was carried out in vacuum at a temperature of 1400-1500 ° C for 1-1.5 hours. At the same time, shrinkage was practically absent. The weight of the sample was 2.2 ± 0.1 g.
Пример 4: Композиционный материал на основе нержавеющей стали ПХ18Н15 (ГОСТ 13084-88) и тантала (ТУ 95-318-75Е) в соотношении 1:1. Порошки предварительно смешивали в течение 2-2,5 ч до получения однородной смеси. Операцию спекания проводили в вакууме при температуре 1100-1150°C в течение 1-1,5 ч. При этом усадка практически отсутствовала. Масса навески составляла 1,4±0,1 г, пористость ПММ - порядка 60%.Example 4: Composite material based on stainless steel PH18N15 (GOST 13084-88) and tantalum (TU 95-318-75E) in a ratio of 1: 1. The powders were pre-mixed for 2-2.5 hours to obtain a homogeneous mixture. The sintering operation was carried out in vacuum at a temperature of 1100-1150 ° C for 1-1.5 hours. At the same time, shrinkage was practically absent. The weight of the sample was 1.4 ± 0.1 g, the porosity of the PMM was about 60%.
Технологический процесс вакуумной пропитки ПММ металлоорганическими комплексами, или золями, или растворами нитратов Се (имитатором младших актинидов) с последующей термодеструкцией одинаков для всех перечисленных выше примеров и включает в себя следующие операции:The technological process of vacuum impregnation of PMM with organometallic complexes, or sols, or Ce nitrate solutions (a simulator of minor actinides) with subsequent thermal degradation is the same for all the above examples and includes the following operations:
1) Подготовка раствора. Насыщенный раствор для пропитки ПММ приготавливали на основе дистиллированной воды с добавлением церия(III) азотнокислого 6-тиводного (Ce(NO3)3·6H2O класса ч или чда). При этом концентрации компонентов составляли: [Ce]=458,7 г/л, [NO3-]=9,8 моль/л. Перемешивание раствора продолжали до полного растворения церия азотнокислого. Количество раствора должно быть достаточным для погружения в него 30-50 шт. ПММ заданного размера.1) Preparation of the solution. A saturated solution for the impregnation of PMM was prepared on the basis of distilled water with the addition of cerium (III) nitrate 6-tivodnogo (Ce (NO 3 ) 3 · 6H 2 O class h or analytical grade). The concentration of the components was: [Ce] = 458.7 g / l, [NO 3- ] = 9.8 mol / l. Stirring of the solution was continued until the cerium nitrate was completely dissolved. The amount of solution should be sufficient to immerse 30-50 pcs. PMM of a given size.
2) Пропитка ПММ насыщенным раствором нитрата церия. Полученный раствор заливали в стеклянную емкость такого объема, чтобы раствор занимал не более 1/3, с целью минимизации потерь при кипении в разреженной атмосфере. В емкость с раствором помещали ПММ в количестве 30-50 шт., при этом соблюдали условие, чтобы раствор покрывал все погруженные в него матрицы. Пропитку ПММ раствором церия азотнокислого производили в эксикаторе, при контроле скорости откачки с целью минимизации кипения, в течение 15-20 мин (до прекращения выхода пузырьков воздуха из ПММ) при комнатной температуре и разряжении 70-80 мм. рт.ст. (9,3-10,6 кПа).2) Impregnation of PMM with a saturated solution of cerium nitrate. The resulting solution was poured into a glass container of such a volume that the solution occupied no more than 1/3, in order to minimize losses during boiling in a rarefied atmosphere. PMM in an amount of 30-50 pcs was placed in a container with a solution, while the condition was met that the solution covered all matrices immersed in it. The PMM was impregnated with a solution of cerium nitrate in a desiccator, with a control of the pumping rate in order to minimize boiling, for 15-20 minutes (until the exit of air bubbles from the PMM ceased) at room temperature and a discharge of 70-80 mm. Hg (9.3-10.6 kPa).
3) Термообработка. Проводилась с целью осуществления термодеструкции и получения оксида церия (CeO2) в две стадии: 1 - нагрев в вакууме 0,7-1,3 кПа со скоростью 15-20°/мин и выдержка при 200-220°C в течение 30-40 мин; 2 - нагрев в аргоне при атмосферном давлении со скоростью 8-12°/мин и выдержка при 800-830°C в течение 60-70 мин. Охлаждение с печью до температуры 25-40°C.3) Heat treatment. It was carried out in order to carry out thermal decomposition and to obtain cerium oxide (CeO 2 ) in two stages: 1 - heating in vacuum 0.7-1.3 kPa at a rate of 15-20 ° / min and holding at 200-220 ° C for 30- 40 min; 2 - heating in argon at atmospheric pressure at a speed of 8-12 ° / min and holding at 800-830 ° C for 60-70 min. Cooling with an oven to a temperature of 25-40 ° C.
4) Операции по п.п.2-3 повторяли 3-5 раз до достижения уровня насыщения оксидом церия (CeO2) 20-35% масс. Заполнение пор при этом составляло 30-40%. Контроль за уровнем насыщения оксидом церия осуществляли путем взвешивания ПММ после каждой стадии пропитки-термообработки.4) The operations according to claims 2-3 were repeated 3-5 times until the saturation level of cerium oxide (CeO 2 ) of 20-35% by weight was reached. The pore filling in this case was 30-40%. Control over the level of saturation with cerium oxide was carried out by weighing the PMM after each stage of impregnation-heat treatment.
Источники информацииInformation sources
1. Рогозкин Б.Д., Степеннова Н.М., Федоров Ю.Е., Шишков М.Г. Топливо из твердого раствора монокарбида плутония и инертного разбавителя для быстрых реакторов. - В сб. докладов 4-й межотраслевой конференции по реакторным материалам, 15-19 мая 1996 г., г. Димитровград. - с.328-340.1. Rogozkin BD, Stepennova NM, Fedorov Yu.E., Shishkov MG Fuel from a solid solution of plutonium monocarbide and an inert diluent for fast reactors. - On Sat reports of the 4th intersectoral conference on reactor materials, May 15-19, 1996, Dimitrovgrad. - p. 328-340.
2. Курина И.С., Моисеев Л.И. Получение и изучение свойств топливных таблеток композиции PuO2-MgO. - Атомная энергия, т.82, вып.5 - 1997. - с.355-358.2. Kurina I.S., Moiseev L.I. Obtaining and studying the properties of fuel tablets of the composition PuO 2 -MgO. - Atomic energy, vol. 82, issue 5 - 1997. - p. 355-358.
3. Бибилашвили Ю.К., Глаговский Э.М., Байбурин Г.Г., Шлепов И.А., Блюхер Г.М., Иванов А.П., Хандорин Г.П. Разработка и изучение свойств топливных материалов с инертным разбавителем каркасного типа (без 238U) для утилизации энергетического и оружейного плутония и младших актинидов в быстрых реакторах с усовершенствованной активной зоной. - Избранные труды ВНИИНМ, т.1. - 2002. - с.186-188.3. Bibilashvili Yu.K., Glagovsky E.M., Bayburin G.G., Shlepov I.A., Blucher G.M., Ivanov A.P., Khandorin G.P. Development and study of the properties of fuel materials with an inert diluent of frame type (without 238U) for the disposal of energy and weapons-grade plutonium and minor actinides in fast reactors with an improved core. - Selected works of VNIINM, t.1. - 2002. - p.186-188.
4. С. Degueldre. «Inert matrix fuel has the potential to produce electricity while burning up more plutonium» - Actinide Research Quarterly. Nuclear Materials Technology / Los Alamos National Laboratory, 1st/2nd quarter 2003. - p.p.23-30.4. C. Degueldre. “Inert matrix fuel has the potential to produce electricity while burning up more plutonium” - Actinide Research Quarterly. Nuclear Materials Technology / Los Alamos National Laboratory, 1st / 2nd quarter 2003.- p.p.23-30.
5. Глаговский Э.М., Байбурин Г.Г., Блюхер Г.М. Патент РФ №2231141. Композиционный топливный материал и способ его изготовления. Опубликован 20.06.2004 г.5. Glagovsky E.M., Bayburin G.G., Blucher G.M. RF patent No. 2231141. Composite fuel material and method for its manufacture. Published June 20, 2004
6. Виаллар Изабель (FR), Боннеро Жан-Марк (FR), Флери Жан-Пьер (FR). Патент РФ №2175791. Композиционный материал ядерного топлива и способ его получения. Опубликован 10.11.2001 г.6. Viallar Isabelle (FR), Bonnero Jean-Marc (FR), Fleury Jean-Pierre (FR). RF patent No. 2175791. Composite material of nuclear fuel and method for its production. Published November 10, 2001
Claims (13)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2012100845/04A RU2522744C2 (en) | 2012-01-11 | 2012-01-11 | Composite fuel model material with inert porous metal matrix and method for production thereof |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2012100845/04A RU2522744C2 (en) | 2012-01-11 | 2012-01-11 | Composite fuel model material with inert porous metal matrix and method for production thereof |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2012100845A RU2012100845A (en) | 2013-07-20 |
| RU2522744C2 true RU2522744C2 (en) | 2014-07-20 |
Family
ID=48791572
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2012100845/04A RU2522744C2 (en) | 2012-01-11 | 2012-01-11 | Composite fuel model material with inert porous metal matrix and method for production thereof |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2522744C2 (en) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2568813C1 (en) * | 2014-12-26 | 2015-11-20 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский институт Научно-производственное объединение "ЛУЧ" (ФГУП "НИИ НПО "ЛУЧ") | Method of producing pelleted uranium dioxide-based model nuclear fuel |
| RU2770890C1 (en) * | 2021-12-13 | 2022-04-25 | Акционерное Общество "Российский Концерн По Производству Электрической И Тепловой Энергии На Атомных Станциях" (Ао "Концерн Росэнергоатом") | High-temperature dense nuclear fuel composite material and method for its production |
Families Citing this family (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN110415842B (en) * | 2019-08-08 | 2021-01-22 | 中国核动力研究设计院 | Molten pool heat transfer characteristic simulation material, preparation method and application thereof |
| CN115229189B (en) * | 2022-06-27 | 2024-04-05 | 北京科技大学 | A method for preparing uniform porous tungsten product |
Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2139581C1 (en) * | 1998-06-23 | 1999-10-10 | Отделение "Технология" ГосНИИ НПО. "Луч" | Composition material for fuel cores of dispersion fuel elements |
| RU2154312C1 (en) * | 1999-02-16 | 2000-08-10 | Государственный научный центр Российской Федерации Всероссийский научно-исследовательский институт неорганических материалов им. академика А.А. Бочвара | Nuclear reactor fuel element |
| RU2175791C2 (en) * | 1996-02-07 | 2001-11-10 | Коммиссариат А Л'Энержи Атомик | Composite material of nuclear fuel and its production process |
| JP2008145435A (en) * | 2006-12-05 | 2008-06-26 | Korea Atomic Energy Research Inst | Manufacturing method of sintered nuclear fuel |
-
2012
- 2012-01-11 RU RU2012100845/04A patent/RU2522744C2/en not_active IP Right Cessation
Patent Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2175791C2 (en) * | 1996-02-07 | 2001-11-10 | Коммиссариат А Л'Энержи Атомик | Composite material of nuclear fuel and its production process |
| RU2139581C1 (en) * | 1998-06-23 | 1999-10-10 | Отделение "Технология" ГосНИИ НПО. "Луч" | Composition material for fuel cores of dispersion fuel elements |
| RU2154312C1 (en) * | 1999-02-16 | 2000-08-10 | Государственный научный центр Российской Федерации Всероссийский научно-исследовательский институт неорганических материалов им. академика А.А. Бочвара | Nuclear reactor fuel element |
| JP2008145435A (en) * | 2006-12-05 | 2008-06-26 | Korea Atomic Energy Research Inst | Manufacturing method of sintered nuclear fuel |
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2568813C1 (en) * | 2014-12-26 | 2015-11-20 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский институт Научно-производственное объединение "ЛУЧ" (ФГУП "НИИ НПО "ЛУЧ") | Method of producing pelleted uranium dioxide-based model nuclear fuel |
| RU2770890C1 (en) * | 2021-12-13 | 2022-04-25 | Акционерное Общество "Российский Концерн По Производству Электрической И Тепловой Энергии На Атомных Станциях" (Ао "Концерн Росэнергоатом") | High-temperature dense nuclear fuel composite material and method for its production |
| WO2023113638A1 (en) * | 2021-12-13 | 2023-06-22 | Акционерное Общество "Российский Концерн По Производству Электрической И Тепловой Энергии На Атомных Станциях" | High-temperature dense composite nuclear fuel material and method for producing same |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| RU2012100845A (en) | 2013-07-20 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US10109378B2 (en) | Method for fabrication of fully ceramic microencapsulation nuclear fuel | |
| US11919815B2 (en) | Additive manufacturing of complex objects using refractory matrix materials | |
| Lee et al. | Nuclear applications for ultra‐high temperature ceramics and MAX phases | |
| KR101638351B1 (en) | Preparation method of nuclear fuel pellet including thermal conductive metal, and the nuclear fuel pellet thereby | |
| RU2627682C2 (en) | Nitride nuclear fuel and method of production thereof | |
| KR20180121788A (en) | SiC and graphite matrix TRISO-containing process for rapid treatment of pebble fuel | |
| KR20130079565A (en) | Ceramic-ceramic composites and process therefor, nuclear fuels formed thereby, and nuclear reactor systems and processes operated therewith | |
| RU2522744C2 (en) | Composite fuel model material with inert porous metal matrix and method for production thereof | |
| CN109461509B (en) | Inert matrix dispersion fuel pellet and preparation method thereof | |
| CA1107054A (en) | Process for the production of ceramic plutonium uranium nuclear fuel in the form of sintered pellets | |
| JP6836992B2 (en) | How to make pellets of at least one type of metal oxide | |
| US3641227A (en) | Manufacture of ceramic artefacts having pores | |
| CN109641272B (en) | Method for producing green bodies of nuclear fuel bodies | |
| KR101195448B1 (en) | Preparation method of sintered porous plate using spent nuclear fuel, and the sintered porous plate thereby | |
| CN116283298B (en) | Preparation method of uranium carbide target material of radioactive nuclear beam device | |
| US20200111584A1 (en) | Composite fuel with enhanced oxidation resistance | |
| US3564081A (en) | Process for preparation of ceramics of fissionable materials | |
| RU2701542C1 (en) | Method of pelletised fuel production for nuclear reactors fuel elements | |
| KR101415171B1 (en) | Porous UO2 sintered pellet with improved electro reduction efficiency, and the preparation method thereof | |
| Notley et al. | The effect of UO2 density on fission product gas release and sheath expansion | |
| 전상채 et al. | Scaling Up Fabrication of UO 2 Porous Pellet With a Simulated Spent Fuel Composition | |
| Nästren et al. | Synthesis of (Zr, Y, Am) O2− x transmutation targets | |
| Mardon | Powder metallurgy techniques in nuclear technology | |
| Savchenko et al. | New concept of designing composite fuel for fast reactors with closing fuel cycle | |
| Dickman Ekvall | Development of a controlled reduction process for U3O8 |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| MM4A | The patent is invalid due to non-payment of fees |
Effective date: 20190112 |