[go: up one dir, main page]

RU97101748A - COMPOSITE MATERIAL OF NUCLEAR FUEL AND METHOD OF ITS PRODUCTION - Google Patents

COMPOSITE MATERIAL OF NUCLEAR FUEL AND METHOD OF ITS PRODUCTION

Info

Publication number
RU97101748A
RU97101748A RU97101748/25A RU97101748A RU97101748A RU 97101748 A RU97101748 A RU 97101748A RU 97101748/25 A RU97101748/25 A RU 97101748/25A RU 97101748 A RU97101748 A RU 97101748A RU 97101748 A RU97101748 A RU 97101748A
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
nuclear fuel
material according
fuel material
particles
precursor
Prior art date
Application number
RU97101748/25A
Other languages
Russian (ru)
Other versions
RU2175791C2 (en
Inventor
Виаллар Изабель
Боннеро Жан-Марк
Флери Жан-Пьер
Original Assignee
Коммиссариат А Л'Энержи Атомик
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Priority claimed from FR9601500A external-priority patent/FR2744557B1/en
Application filed by Коммиссариат А Л'Энержи Атомик filed Critical Коммиссариат А Л'Энержи Атомик
Publication of RU97101748A publication Critical patent/RU97101748A/en
Application granted granted Critical
Publication of RU2175791C2 publication Critical patent/RU2175791C2/en

Links

Claims (19)

1. Композитный материал ядерного топлива, отличающийся тем, что он содержит керамическую, инертную к облучению матрицу, в которой распределены частицы ядерного топлива с обеспечением зазора между матрицей и частицами в размере от 1 до 10 мкм, причем коэффициент теплового расширения матрицы меньше коэффициента теплового расширения топливных частиц.1. A composite material of nuclear fuel, characterized in that it contains a ceramic matrix, inert to radiation, in which particles of nuclear fuel are distributed with a gap between the matrix and particles in the amount of 1 to 10 μm, and the coefficient of thermal expansion of the matrix is less than the coefficient of thermal expansion fuel particles. 2. Материал ядерного топлива по п. 1, отличающийся тем, что матрица может быть выполнена из шпинели, окиси магния или окиси иттрия. 2. The nuclear fuel material according to claim 1, characterized in that the matrix can be made of spinel, magnesium oxide or yttrium oxide. 3. Материал ядерного топлива по п. 2, отличающийся тем, что в качестве шпинели используется MgAl2O4.3. The nuclear fuel material according to claim 2, characterized in that MgAl 2 O 4 is used as spinel. 4. Материал ядерного топлива по любому из пп 1-3, отличающийся тем, что распределенными топливными частицами являются частицы UO2 или смеси оксида на основе UO2.4. The nuclear fuel material according to any one of paragraphs 1-3, characterized in that the distributed fuel particles are UO 2 particles or a mixture of oxide based on UO 2 . 5. Материал ядерного топлива по пп. 1-3, отличающийся тем, что диаметр распределенных в матрице частиц составляет от 70 до 230 мкм. 5. The material of nuclear fuel according to paragraphs. 1-3, characterized in that the diameter of the particles distributed in the matrix is from 70 to 230 microns. 6. Материал ядерного топлива по п. 4, отличающийся тем, что диаметр распределенных в матрице частиц составляет 70 - 230 мкм. 6. The nuclear fuel material according to claim 4, characterized in that the diameter of the particles distributed in the matrix is 70 - 230 microns. 7. Материал ядерного топлива по п. 5 или 6, отличающийся тем, что диаметр распределенных в матрице частиц составляет от 90 до 120 мкм. 7. The nuclear fuel material according to claim 5 or 6, characterized in that the diameter of the particles distributed in the matrix is from 90 to 120 microns. 8. Материал ядерного топлива по п. 4, отличающийся тем, что содержание UO2 составляет 20 - 40 об.% от материала ядерного топлива.8. The nuclear fuel material according to claim 4, characterized in that the content of UO 2 is 20-40 vol.% Of the nuclear fuel material. 9. Способ получения материала ядерного топлива по любому из пп. 1-8, отличающийся тем, что осуществляют следующие операции:
а) приготовление смеси из частиц предшественника ядерного топлива, диаметр которых соответствует заданному гранулометрическому составу, и порошка материала, предназначенного для изготовления керамической, инертной к облучению матрицы;
б) формование смеси прессованием;
в) спекание отформованной смеси в восстановительной атмосфере с содержанием H2O и в условиях, при которых объем кристаллической решетки предшественника ядерного топлива уменьшился вследствие термообработки.9. A method of producing a nuclear fuel material according to any one of paragraphs. 1-8, characterized in that the following operations are carried out:
a) preparation of a mixture of particles of a nuclear fuel precursor, the diameter of which corresponds to a given particle size distribution, and a powder of material intended for the manufacture of a ceramic matrix that is inert to radiation;
b) molding the mixture by compression;
c) sintering the molded mixture in a reducing atmosphere containing H 2 O and under conditions under which the volume of the crystal lattice of the nuclear fuel precursor decreased due to heat treatment. 10. Способ получения материала ядерного топлива по п. 9, отличающийся тем, что восстановительная атмосфера содержит H2 и H2O.10. A method of producing a nuclear fuel material according to claim 9, characterized in that the reducing atmosphere contains H 2 and H 2 O. 11. Способ получения материала ядерного топлива по п. 9, отличающийся тем, что восстановительной атмосферой является смесь из аргона, H2 и H2O.11. A method of producing a nuclear fuel material according to claim 9, characterized in that the reducing atmosphere is a mixture of argon, H 2 and H 2 O. 12. Способ получения материала ядерного топлива по п. 10 или 11, отличающийся тем, что соотношение парциальных давлений pH2/pH2O поддерживают 40: 60.12. A method of producing a nuclear fuel material according to claim 10 or 11, characterized in that the partial pressure ratio pH 2 / pH 2 O is maintained at 40: 60. 13. Способ получения материала ядерного топлива по п. 9, отличающийся тем, что диаметр частиц топливного предшественника составляет 100 - 300 мкм. 13. A method of producing a nuclear fuel material according to claim 9, characterized in that the particle diameter of the fuel precursor is 100 to 300 microns. 14. Способ получения материала ядерного топлива по п. 9, отличающийся тем, что диаметр частиц топливного предшественника составляет 120 - 160 мкм. 14. A method of producing a nuclear fuel material according to claim 9, characterized in that the particle diameter of the fuel precursor is 120-160 microns. 15. Способ получения материала ядерного топлива по п. 9, отличающийся тем, что предшественником является U3O8 или смесь UO2 - U3O8.15. A method of producing a nuclear fuel material according to claim 9, characterized in that the precursor is U 3 O 8 or a mixture of UO 2 - U 3 O 8 . 16. Способ получения материала ядерного топлива по п. 9, отличающийся тем, что формование прессованием проводят в два этапа, на первом из которых прессование происходит при усилии 30250 МПа, а на втором - при усилии 300 - 500 МПа. 16. The method of producing nuclear fuel material according to claim 9, characterized in that the compression molding is carried out in two stages, the first of which pressing occurs with a force of 30250 MPa, and the second with a force of 300 - 500 MPa. 17. Способ получения материала ядерного топлива по любому из пп. 9 - 16, отличающийся тем, что спекание проводят при температуре от 1640 до 1700oC.17. A method of obtaining a nuclear fuel material according to any one of paragraphs. 9 to 16, characterized in that the sintering is carried out at a temperature of from 1640 to 1700 o C. 18. Способ получения материала ядерного топлива по п. 9, отличающийся тем, что частицы предшественника получают в результате выполнения следующих операций:
1) прессование порошкового предшественника для получения сырых таблеток,
2) измельчение сырых таблеток для получения гранул,
3) просеивание гранул,
4) сфероидизация гранул после их просеивания для получения частиц предшественника,
5) удаление просеиванием частиц предшественника, диаметр которых не соответствует заданному гранулометрическому составу.18. A method of obtaining a nuclear fuel material according to claim 9, characterized in that the particles of the precursor are obtained by performing the following operations:
1) pressing the powder precursor to obtain crude tablets,
2) grinding raw tablets to obtain granules,
3) screening of granules,
4) spheroidization of the granules after sieving them to obtain particles of the precursor,
5) removal by sieving particles of the precursor, the diameter of which does not correspond to a given particle size distribution. 19. Способ получения материала ядерного топлива по п. 18, отличающийся тем, что порошком предшественника является U3O8, получаемый прокаливанием порошка UO2 в атмосфере воздуха при температуре от 450 до 500oC.19. A method of producing a nuclear fuel material according to claim 18, characterized in that the precursor powder is U 3 O 8 obtained by calcining the UO 2 powder in an atmosphere of air at a temperature of from 450 to 500 o C.
RU97101748/06A 1996-02-07 1997-02-06 Composite material of nuclear fuel and its production process RU2175791C2 (en)

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
FR9601500A FR2744557B1 (en) 1996-02-07 1996-02-07 COMPOSITE NUCLEAR FUEL MATERIAL AND METHOD FOR MANUFACTURING THE MATERIAL
FR9601500 1996-02-07

Publications (2)

Publication Number Publication Date
RU97101748A true RU97101748A (en) 1999-03-10
RU2175791C2 RU2175791C2 (en) 2001-11-10

Family

ID=9488947

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU97101748/06A RU2175791C2 (en) 1996-02-07 1997-02-06 Composite material of nuclear fuel and its production process

Country Status (9)

Country Link
US (1) US5762831A (en)
EP (1) EP0789365B1 (en)
JP (1) JP3854356B2 (en)
CN (1) CN1104011C (en)
DE (1) DE69702674T2 (en)
ES (1) ES2150741T3 (en)
FR (1) FR2744557B1 (en)
RU (1) RU2175791C2 (en)
TW (1) TW368665B (en)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2298241C2 (en) * 2001-07-04 2007-04-27 Коммиссариат А Л`Энержи Атомик METHOD FOR PRODUCING NUCLEAR FUEL COMPOSITE MATERIAL OF (U,Pu)O2 AGGREGATES DISPERSED IN UO2 MATRIX

Families Citing this family (27)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
EP1020873A1 (en) * 1999-01-18 2000-07-19 European Community A method for tailoring the density of nuclear fuel pellets
SE515903C2 (en) * 1999-02-19 2001-10-29 Westinghouse Atom Ab Process for making and materials suitable for sintering to an oxide-based nuclear fuel element
AU2003272308A1 (en) * 2002-10-25 2004-05-25 Endius Incorporated Apparatus and methods for shielding body structures during surgery
US7521007B1 (en) * 2004-10-04 2009-04-21 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Methods and apparatuses for the development of microstructured nuclear fuels
FR2909799A1 (en) * 2006-12-12 2008-06-13 Commissariat Energie Atomique METHOD AND MANUFACTURE OF NUCLEAR FUEL ELEMENTS AND CONTAINER FOR IMPLEMENTING SUCH A METHOD
US9721679B2 (en) 2008-04-08 2017-08-01 Terrapower, Llc Nuclear fission reactor fuel assembly adapted to permit expansion of the nuclear fuel contained therein
US20100301288A1 (en) * 2009-06-01 2010-12-02 Los Alamos National Security, Llc Preparation of nuclear fuel composition and recycling
FR2954850B1 (en) * 2009-12-31 2013-07-26 Commissariat Energie Atomique IMPROVED THERMAL CONDUCTIVITY CERMET AND NUCLEAR COMBUSTIBLE COMPRISING THE CERMET
CN103299375A (en) * 2010-09-27 2013-09-11 普渡研究基金会 Ceramic-ceramic composites and process therefor, nuclear fuels formed thereby, and nuclear reactor systems and processes operated therewith
US9466398B2 (en) 2010-09-27 2016-10-11 Purdue Research Foundation Ceramic-ceramic composites and process therefor, nuclear fuels formed thereby, and nuclear reactor systems and processes operated therewith
FR2979469A1 (en) * 2011-08-22 2013-03-01 Commissariat Energie Atomique PROCESS FOR PREPARING POROUS NUCLEAR FUEL
RU2522744C2 (en) * 2012-01-11 2014-07-20 Российская Федерация, от имени которой выступает Госкорпорация "Росатом" Composite fuel model material with inert porous metal matrix and method for production thereof
FR2997786B1 (en) * 2012-11-08 2018-12-07 Commissariat A L'energie Atomique Et Aux Energies Alternatives NUCLEAR FUEL OXIDE REGULATOR OF CORROSIVE FUEL PRODUCTS ADDITIVE BY AT LEAST ONE OXYDO-REDUCER SYSTEM
US9646729B2 (en) * 2013-01-18 2017-05-09 Westinghouse Electric Company Llc Laser sintering systems and methods for remote manufacture of high density pellets containing highly radioactive elements
WO2014169138A1 (en) 2013-04-10 2014-10-16 Areva Inc. Composite fuel rod cladding
GB2586103B (en) * 2014-04-14 2021-05-05 Advanced Reactor Concepts LLC Ceramic nuclear fuel dispersed in a metallic alloy matrix
FR3030500B1 (en) * 2014-12-18 2019-07-05 Areva Nc PROCESS FOR PRODUCING A PASTILLE OF AT LEAST ONE METAL OXIDE, ITS USE AS A NUCLEAR FUEL
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
HK1251350A1 (en) * 2015-07-25 2019-01-25 奥卓安全核能公司 Method for fabrication of fully ceramic microencapsulated nuclear fuel
KR101677175B1 (en) * 2015-08-07 2016-11-21 서울시립대학교 산학협력단 Composition of fully ceramic microencapsulated fuels containing tristructural-isotropic particles with a coating layer having higher shrinkage than matrix, material and manufacturing method of the same
CN107837761A (en) * 2016-09-20 2018-03-27 中核四〇四有限公司 A kind of MOX powder rolls spheronization process
RU2661492C1 (en) * 2017-05-12 2018-07-17 Акционерное общество "Ведущий научно-исследовательский институт химической технологии" Method of the pelleted ceramic nuclear fuel manufacturing
RU2726082C1 (en) * 2019-03-22 2020-07-09 Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего образования "Российский химико-технологический университет имени Д.И. Менделеева" Method of producing crystalline powder of chromium-nickel spinel
CN115004453A (en) * 2020-01-22 2022-09-02 纽约州州立大学研究基金会 Ceramic matrix composites by metal halide assisted sintering
WO2021195081A1 (en) * 2020-03-23 2021-09-30 The Research Foundation For The State University Of New York Neutron absorbing embedded hydride shield
CN112846185A (en) * 2020-12-31 2021-05-28 中核北方核燃料元件有限公司 Preparation method of porous metal U-Mo 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

Family Cites Families (8)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3867489A (en) * 1962-07-17 1975-02-18 Atomic Energy Commission Method of producing an oxidation-resistant UO{HD 2 {B Fuel Body
US3657137A (en) * 1964-06-04 1972-04-18 Atomic Energy Commission Nuclear fuel comprising uranium dioxide in a porous ceramic oxide matrix
GB1116663A (en) * 1965-01-22 1968-06-12 Atomic Energy Authority Uk Sintered uranium dioxide
GB1285190A (en) * 1968-12-16 1972-08-09 Atomic Energy Authority Uk Improvements in ceramic fissile materials
GB2107691B (en) * 1981-10-19 1985-01-09 Atomic Energy Authority Uk Production of ceramic nuclear fuel pellets
DE3144684C1 (en) * 1981-11-10 1983-04-14 Kraftwerk Union AG, 4330 Mülheim Process for the production of oxidic nuclear fuel sintered bodies
DE3406084A1 (en) * 1984-02-20 1985-08-22 Kraftwerk Union AG, 4330 Mülheim METHOD FOR PRODUCING OXIDIC FUEL INTERMEDIATES
FR2634048B1 (en) * 1988-07-11 1991-04-19 Pechiney Uranium PROCESS FOR THE MANUFACTURE OF NUCLEAR FUEL PELLETS COMPRISING THE PRODUCTION AND USE OF SINKING AND SINTERABLE POWDERS OBTAINED DIRECTLY BY PRECIPITATION OF PEROXIDES

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2298241C2 (en) * 2001-07-04 2007-04-27 Коммиссариат А Л`Энержи Атомик METHOD FOR PRODUCING NUCLEAR FUEL COMPOSITE MATERIAL OF (U,Pu)O2 AGGREGATES DISPERSED IN UO2 MATRIX

Similar Documents

Publication Publication Date Title
RU97101748A (en) COMPOSITE MATERIAL OF NUCLEAR FUEL AND METHOD OF ITS PRODUCTION
RU2175791C2 (en) Composite material of nuclear fuel and its production process
JP3420377B2 (en) Method for producing yttrium-aluminum-garnet sintered body
JPH01193691A (en) Nuclear fuel
CN107417280A (en) A kind of normal pressure-sintered boron carbide ceramics preparation method
US5075267A (en) Light transmitting yttria sintered body and its preparation
Ciftcioglu et al. Effect of agglomerate strength on sintered density for yttria powders containing agglomerates of monosize spheres
JPH06107456A (en) Method for producing translucent yttrium-aluminum-garnet sintered body
JPH10273364A (en) Manufacturing method of transparent yttrium oxide sintered body
CN101249978A (en) A kind of preparation method of YAG nanopowder
US3899560A (en) Method of preparing transparent alumina
RU2584187C1 (en) Method of producing transparent ceramic of yttrium aluminium garnet
JPH01201190A (en) Nuclear fuel
JP3000685B2 (en) Translucent yttria sintered body and method for producing the same
JP2558849B2 (en) Method for producing transparent aluminum oxynitride composite sintered body
RU2323912C2 (en) Method to manufacture oxide ceramic products with high thermal conductivity
CN108276003A (en) A method of preparing boron carbide complex phase ceramic using sapphire grinding dead meal
KR100465742B1 (en) Composite nuclear fuel material and method of manufacture of the material
JP3245234B2 (en) Method for producing translucent yttrium-aluminum-garnet sintered body
US9409825B2 (en) Granulation of fine powder
KR100424331B1 (en) Property control technique of the mixed oxide fuel pellet by the addition method of M3O8 scrap powder and the sintering process
JP2952978B2 (en) Transparent yttria sintered body and method for producing the same
RU2186431C2 (en) Method for manufacturing ceramic fuel pellets for nuclear reactors
JP2510705B2 (en) Method for producing transparent aluminum oxynitride composite sintered body
JPS61201619A (en) Easily sintering alumina powder and its production