DE2559019C3 - Verfahren zur Herstellung von aus einem Oxidgemisch bestehenden Kernbrennstoffpellets - Google Patents
Verfahren zur Herstellung von aus einem Oxidgemisch bestehenden KernbrennstoffpelletsInfo
- Publication number
- DE2559019C3 DE2559019C3 DE2559019A DE2559019A DE2559019C3 DE 2559019 C3 DE2559019 C3 DE 2559019C3 DE 2559019 A DE2559019 A DE 2559019A DE 2559019 A DE2559019 A DE 2559019A DE 2559019 C3 DE2559019 C3 DE 2559019C3
- Authority
- DE
- Germany
- Prior art keywords
- pellets
- oxide
- fuel
- sintering step
- nuclear fuel
- Prior art date
- Legal status (The legal status 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 status listed.)
- Expired
Links
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
- G21C3/42—Selection of substances for use as reactor fuel
- G21C3/58—Solid reactor fuel Pellets made of fissile material
- G21C3/62—Ceramic fuel
- G21C3/623—Oxide fuels
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Physics & Mathematics (AREA)
- Chemical & Material Sciences (AREA)
- Ceramic Engineering (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Inorganic Compounds Of Heavy Metals (AREA)
- Catalysts (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Description
Die Erfindung betrifft ein Verfahren zur Herstellung von Kernbrennstoffpellets, die aus einem Oxidgemisch
von angereichertem Kernbrennstoff-Material bestehen, bei dem die aus einem ersten Brennstoffoxid
bestehenden Pellets in einem ersten Sinterungsschritt gesintert, darauf mit einem gelösten Salz eines zweiten
Brennstoff-Materials imprägniert und die imprägnierten Pellets einem zweiten Sinterungsschritt unterworfen
werden, um das Salz des zweiten Brennstoff-Materials in das Oxid dieses Materials umzuwandeln.
Die kanadische Patentschrift 872722 bzw. die DE-OS 1 929513 beschreibt ein Verfahren zur Herstellung
von Oxidgemisch-Kernbrennstoff, insbesondere zur Herstellung von UO2-PuO2-PeIIeIs. Bei diesem
Verfahren werden in einer Variante die rohen Pellets aus UO2, die vorher nicht in irgendeiner Weise
gesintert wurden, mit einem Plutoniumsalz imprägniert und dann gesintert. Die Imprägnierung der rohen
Pellets aus UO2 mit einem Plutoniumsalz hat Nachteile, weil die nachfolgende Handhabung ein
Problem darstellen kann und das imprägnierte Pellet nach der Sinterung in einem Handschuhkasten geschliffen
werden muß. Das hat, weil das PuO2 nur einige wenige Millimeter in das Pellet eindringt, zur
Folge, daß durch das Schleifen ein großer Teil von ϊ stark angereichertem Material entfernt wird. Das ist
unwirtschaftlich.
In einer zweiten Variante sehen die obengenannten Schutzrechte vor, daß die im wesentlichen fertiggestellten,
d. h. vollständig gesinterten Pellets aus UO2
κ· mit einem Plutoniumsalz imprägniert und die imprägnierten
Pellets einem weiteren Sinterungsschritt unterworfen werden, um das Plutoniumsalz in das Oxid
zu überführen. Die Imprägnierung des im wesentlichen fertiggestellten Brennstoff-Grundpellets, wu sie
'·"> auch gegenwärtig in CANDU-Kernreaktor-Konstruktionen
verwendet werden, mit einer ausreichenden Menge von PuO2 ist wegen der geringen Zahl von
offenen Poren (< 1%) in diesen Pellets praktisch unmöglich. Es ist möglich, Pellets mit mehr offenen Po-
'Ii ren dadurch herzustellen, daß ein weniger reaktionsfreudiges
Pulver verwendet wird. Hierdurch wird jedoch die Sinterenddichte beträchtlich verringert und
es kann im Reaktor ein weiteres Sintern auftreten, das eine Elementinstabilität zur Folge hat.
->r' Aufgabe der vorliegenden Erfindung ist es, ein
Verfahren zur Herstellung von Kernbrennstoffpellets, die aus einem Oxidgemisch von angereichertem
Kernbrennstoff-Material bestehen, zu schaffen, das einerseits wirtschaftlich ist und die Handhabung von
«ι hoch giftigem oder radioaktivem Material im Handschuhkasten
oder anderen geschützten und abgeschirmten Bereichen in möglichst geringem Ausmaß
erfordert und das andererseits eine gute Imprägnierung mit dem zweiten Brennstoff-Material ermöglicht.
r. Die Erfindung geht von der oben beschriebenen
zweiten Variante der DE-OS 1929513 aus, d. h. einem Verfahren zur Herstellung von Kernbrennstoffpellets,
die aus einem Oxidgemisch von angereichertem Kernbrennstoff-Material bestehen, bei dem die
■«ο aus einem ersten Brennstoffoxid bestehenden Pellets
in einem ersten Sinterungsschritt gesintert, darauf mit einem gelösten Salz eines zweiten Brennstoff-Materials
imprägniert und die imprägnierten Pellets einem zweiten Sinterungsschritt unterworfen werden, um das
■)r>
Salzdes zweiten Brennstoff-Materials in das Oxid dieses Materials umzuwandeln.
Die gestellte Aufgabe wird bei dem eingangs gemeinten Verfahren erfindungsgemäß dadurch gelost,
daß die nur das erste Brennstoff-Material enthalten-
><> den Pellets im ersten Sinterungsschritt so lange gesintert
werden, bis sie 3% bis 25% an offenen Poren aufweisen und daß diese derart gesinterten Pellets auf
eine derartige, vorbestimmte Größe abgeschliffen werden, daß sie nach dem Imprägnieren und dem
V) zweiten Sinterungsschritt ihre gewünschte, endgültige
Größe aufweisen.
Gegenüber der ersten Variante der obengenannten Schutzrechte hat das erfindungsgemäße Verfahren
den Vorteil wirtschaftlicher zu sein und nur in gerin-
M) gern Ausmaß ein Arbeiten mit radioaktivem Material
im Handschuhkasten zu erfordern. Gegenüber der zweiten Variante hat das erfindungsgemäße Verfahren
den Vorteil, eine Imprägnierung mit dem zweiten Brennstoff-Material in ausreichender Menge zu ge-
•ii währleisten.
Das vollständige System umfaßt folgende Schritte: Die rohen Pellets aus dem Grundbrennstoffmaterial
(z. B. UO2) werden durch standardmäßige PuI-
ver-Metallurgie-Verfahren hergestellt. Sie werden bei
relativ niedriger Temperatur (1100° C bis 1400° C) teilweise gesintert, um die Dichte der Pellets auf 75 %
bis 93% der theoretischen Dichte zu bringen, und werden hierauf auf eine Größe abgeschliffen oder abtragend
bearbeitet, die auf die schließlich erforderliche Größe zusammengesintert wird. Nach dem
Schleifen, Waschen und Trocknen werden die Pellets mit dem zweiten Brennstoff-Oxidmaterial (z. B.
PuO2) imprägniert. Das wird dadurch erreicht, daß die Pellets mit einer Plutoniumsalzlösung (vorzugsweise
Plutoniumnitrat) imprägniert werden. Es ist wichtig, daß einige der Poren miteinander verbunden
und gleichförmig über das Pellet verteilt sind, da anderenfalls die Imprägnation nicht wirksam ist. Hierauf
werden die Pellets einem abschließenden und vollständigen Sinterungsschritt im Temperaturbereich
von 1400° C bis 1700° C unterzogen, bei dem das Plutonium in PuO2 umgewandelt und das Pellet auf
eine wesentlich höhere Dichte verdichtet wird.
Die Eindringtiefe des Imprägnationssalzes, der Prozentsatz des angereicherten Pellets und die Verteilung
und die Konzentration des Anreicherungsmaterials können durch verschiedene Techniken bzw. Verfahren
so variiert werden, daß sich ein vorteilhafter Einfluß auf die Wärmeübertragung und die im Reaktor
ablaufenden physikalischen Vorgänge ergibt. Es seien hier einige Beispiele aufgeführt:
a) Es kann ein größerer Prozentsatz des Pellets dadurch angereichert werden, daß die Sinterung bei
einer niedrigeren Temperatur durchgeführt wird, um die offenen Poren zu vermehren, daß das
Längen-Durchmesser-Verhältnis des Pellets verringert wird, oder daß man in dem Pellet einen
zentralen Lunker bzw. einen zentralen Hohlraum vorsieht.
b) Die Anreicherungskonzentration kann durch eine Mehrfach-Imprägnation oder durch eine
höhere Konzentration des Anreicherungsmaterials in der Lösung erhöht werden.
c) Die Anreicherungsverteilung in dem Pellet kann dadurch gesteuert, z. B. an den Enden beseitigt
werden, daß man geeignete Poren verwendet und die Enden der Pellets während der Imprägnation
abdichtet.
Der zweite Sinterschritt (bei hoher Temperatur) sollte dahingehend wirken, daß er die Poren in dem
imprägnierten Pellet abdichtet und das Plutoniumsalz in Oxid umwandelt, und ergibt hoch verdichtete Pellets
mit geeigneten Abmessungstoleranzen. Ist der Plutoniurnverlust während der zweiten Sinterstufe zu
hoch, so kann eine niedrigere Temperatur verwendet werden.
Der oben beschriebene, aus zwei Schritten bestehende Sinterprozeß hat gewisse Vorteile. Der größte
Teil des Brennstoffs wird unter Verwendung des normalen Herstellungsweges außerhalb der Plutonium-Verfahrenslinie
hergestellt. Es ist nicht erforderlich, innerhalb der Plutonium-Verfahrenslinie Pellets abzuschleifen
oder Pulver zu handhaben. Das ergibt einen kostengünstigeren und weniger gefährlichen Gesamtprozeß.
Die Verteilung des Plutoniums kann über das gesamte Uran in den Pellets homogen sein, oder
ι» es kann in ausgewählte Bereiche verteilt werden. Das
Pu ist nach dem zweiten Sinterschritt in abgedichteten Poren enthalten.
Dieses Verfahren kann ebensogut auf aus einem Oxidgemisch bestehende Brennstäbe oder Brenn-
r> stoff-Pellets angewendet werden, die auf andere
Weise, z. B. Pressen bzw. Strangpressen hergestellt wurden. In diesem Beispiel wird der gepreßte Brennstoff
(z. B. UO2) teilweise gesintert, auf die richtige Größe abgeschliffen und hierauf mit einem Anreiche-
2(i rungsmaterial wie z. B. Plutoniumnitrat imprägniert.
Die Stäbe oder Pellets werden hierauf auf ihre volle Dichte zusammengesintert.
Es wurde eine Reihe von Versuchen unternommen, bei denen materialangereicherte UO2-Pellets mit angereichertern
Uran statt mit Plutonium imprägniert wurden. Hierbei wurde die Eindringtiefe und die Anreicherungsverteilung
unter Verwendung von Neutronenradiographie überprüft. Zum Beispiel wurde ein UO2-Pellet mit 12 mm Durchmesser und 12 mm
«ι Länge auf 88% Dichte gesintert und imprägniert. Das
Anreicherungsmaterial drang ungefähr 2 mm in das Pellet ein, wobei über 50% des Pellet-Volumens
angereichert wurden. Verwendete man lediglich die Imprägnation, so wurde eine mittlere Pellet-An-
r> reicherung von 0,4 Gew.% ohne Schwierigkeiten erreicht.
Bei der obigen Beschreibung des erfindungsgemäßen Verfahrens wurden als verwendetes Brennstoffmaterial
mit Plutoniumoxid angereichertes Uranoxid angegeben. Das Verfahren kann auch auf andere
Kernbrennstoff-Materialien angewendet werden. Die Pellets, die auch in der Form von stranggepreßten Stäben
vorliegen können, können sowohl aus Thoriumoxid als auch aus Uranoxid bestehen, und das Anj
reicherungsmaterial kann Plutonium, Uran-233 oder Uran-235 sein.
Die Erfindung schafft also ein Verfahren zur Herstellung von aus Oxidgemischen, insbesondere aus
UO2-PuO2 bestehendem Kernbrennstoff durch Im-
-,o prägnation, bei dem die rohen Pellets aus Kernbrennstoff-Oxid
teilweise gesintert, hierauf mit einem zweiten Kernbrennstoff-Oxid imprägniert und schließlich
einem abschließenden und vollständigen Sinterungsschritt unterzogen werden.
Claims (5)
1. Verfahren zur Herstellung von Kernbrennstoffpellets, die aus einem Oxidgemisch von angereichertem
Kernbrennstoff-Material bestehen, bei dem die aus einem ersten Brennstoffoxid bestehenden
Pellets in einem ersten Sinterungsschritt gesintert, darauf mit einem gelösten Salz eines
zweiten Brennstoff-Materials imprägniert und die imprägnierten Pellets einem zweiten Sinterungsschritt unterworfen werden, um das Salz des zweiten
Brennstoff-Materials in das Oxid dieses Materials umzuwandeln, dadurch gekennzeichnet,
daß die nur das erste Brennstoff-Material enthaltenden Pellets im ersten Sinterungsschritt so lange
gesintert werden, bis sie 3% bis 25% an offenen Poren aufweisen und daß diese derart gesinterten
Pellets auf eine derartige, vorbestimmte Größe abgeschliffen werden, daß sie nach dem Imprägnieren
und dem zweiten Sinterungsschritt ihre gewünschte, endgültige Größe aufweisen.
2. Verfahren nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß die Brennstoffpellets aus der
Gruppe Uranoxid bzw. Thoriumoxid und das zweite Kernmaterial aus der Gruppe Plutonium,
Uran-233 bzw. Uran-235 stammen.
3. Verfahren nach Anspruch 1 oder 2, dadurch gekennzeichnet, daß der erste Sinterungsschritt
bei einer Temperatur im Bereich von 1100° C bis 1400° C ausgeführt wird und daß der zweite Sinterungsschritt
bei einer Temperatur im Bereich von 1500° C bis 1700° C durchgeführt wird.
4. Verfahren nach Anspruch 1, 2 oder 3, dadurch gekennzeichnet, daß die Oxidpellets die
Form von stranggepreßten Stäben aufweisen.
5. Verfahren zur Herstellung von angereichertem, aus Oxidgemisch bestehendem Kernbrennstoff
nach Anspruch 1,2 oder 3, dadurch gekennzeichnet, daß das Salz ein Nitrat ist.
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
CA221,017A CA1023935A (en) | 1975-02-28 | 1975-02-28 | Preparation of mixed oxide nuclear fuel |
Publications (3)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
DE2559019A1 DE2559019A1 (de) | 1976-09-09 |
DE2559019B2 DE2559019B2 (de) | 1978-02-09 |
DE2559019C3 true DE2559019C3 (de) | 1978-09-28 |
Family
ID=4102390
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
DE2559019A Expired DE2559019C3 (de) | 1975-02-28 | 1975-12-29 | Verfahren zur Herstellung von aus einem Oxidgemisch bestehenden Kernbrennstoffpellets |
Country Status (12)
Country | Link |
---|---|
US (1) | US4020131A (de) |
JP (1) | JPS5199799A (de) |
AU (1) | AU1145976A (de) |
BE (1) | BE839059A (de) |
CA (1) | CA1023935A (de) |
DE (1) | DE2559019C3 (de) |
FR (1) | FR2302571A1 (de) |
GB (1) | GB1507878A (de) |
IT (1) | IT1057628B (de) |
NL (1) | NL7600067A (de) |
RO (1) | RO68987A (de) |
SE (1) | SE404100B (de) |
Families Citing this family (19)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US4099961A (en) * | 1976-12-21 | 1978-07-11 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Closed cell metal foam method |
DE2713108C2 (de) * | 1977-03-24 | 1985-08-14 | Gesellschaft zur Förderung der industrieorientierten Forschung an den Schweizerischen Hochschulen und weiteren Institutionen, Bern | Verfahren zur Herstellung von keramischem Plutonium-Uran-Kernbrennstoff in Form von Sinterpellets |
GB2004256B (en) * | 1977-09-16 | 1982-01-20 | Alkem Gmbh | Process for the production of uo2/puo2 nuclear fuels |
US4264540A (en) * | 1978-05-15 | 1981-04-28 | British Nuclear Fuels Limited | Production of nuclear fuel pellets |
ZA804274B (en) * | 1979-08-17 | 1981-08-26 | Westinghouse Electric Corp | Process for making mixed oxide fuel pellets |
DE3144684C1 (de) * | 1981-11-10 | 1983-04-14 | Kraftwerk Union AG, 4330 Mülheim | Verfahren zum Herstellen von oxidischen Kernbrennstoffsinterkoerpern |
JPH09127290A (ja) * | 1995-11-06 | 1997-05-16 | Mitsubishi Nuclear Fuel Co Ltd | 核燃料ペレットの焼結方法 |
GB9901284D0 (en) * | 1999-01-22 | 1999-03-10 | British Nuclear Fuels Plc | Fuel fabrication |
FR2827072B1 (fr) * | 2001-07-04 | 2005-12-02 | Commissariat Energie Atomique | Procede de fabrication d'un materiau combustible nucleaire composite constitue d'amas d'(u,pu)o2 disperses dans une matrice de uo2 |
US7666470B1 (en) * | 2003-10-24 | 2010-02-23 | Areva Np Inc. | Process for manufacturing enhanced thermal conductivity oxide nuclear fuel and the nuclear fuel |
WO2011143172A1 (en) | 2010-05-11 | 2011-11-17 | Thorium Power, Inc. | Fuel assembly with metal fuel alloy kernel and method of manufacturing thereof |
US10170207B2 (en) | 2013-05-10 | 2019-01-01 | Thorium Power, Inc. | Fuel assembly |
US10192644B2 (en) * | 2010-05-11 | 2019-01-29 | Lightbridge Corporation | Fuel assembly |
EP2612328B1 (de) | 2010-09-03 | 2018-04-04 | Atomic Energy Of Canada Limited | Kernbrennstabbündel mit thorium und kernreaktor damit |
RO129195B1 (ro) | 2010-11-15 | 2019-08-30 | Atomic Energy Of Canada Limited | Combustibil nuclear conţinând un absorbant de neutroni |
US10950356B2 (en) | 2010-11-15 | 2021-03-16 | Atomic Energy Of Canada Limited | Nuclear fuel containing recycled and depleted uranium, and nuclear fuel bundle and nuclear reactor comprising same |
US9941025B2 (en) * | 2011-04-08 | 2018-04-10 | Terrapower, Llc | Nuclear fuel and method of fabricating the same |
US10128003B2 (en) * | 2012-12-28 | 2018-11-13 | Terrapower, Llc | Fuel assembly |
US9409825B2 (en) | 2013-08-20 | 2016-08-09 | Los Alamos National Security, Llc | Granulation of fine powder |
Family Cites Families (9)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US3327027A (en) * | 1960-10-28 | 1967-06-20 | Gen Electric | Process for the production of plutonium oxide-containing nuclear fuel powders |
US3320177A (en) * | 1966-04-01 | 1967-05-16 | Babcock & Wilcox Co | Process for making nuclear fuel materials |
US3408304A (en) * | 1966-11-08 | 1968-10-29 | Babcock & Wilcox Co | Method of preparing an actinide peroxide sol |
US3531416A (en) * | 1967-02-25 | 1970-09-29 | Power Reactor & Nuclear Fuel | Process for producing uo2-puo2 oxide compositions |
US3789013A (en) * | 1967-09-25 | 1974-01-29 | Grace W R & Co | Process for preparing multi-component nuclear fuels |
CA872722A (en) * | 1968-06-17 | 1971-06-08 | Pawliw John | Preparation of mixed oxide nuclear fuel |
GB1274112A (en) * | 1969-01-08 | 1972-05-10 | Snam Progetti | Improvements in or relating to the production of refractory material |
GB1334252A (en) * | 1970-06-30 | 1973-10-17 | Unitd Kingdom Atomic Energy Au | Production of metal oxides |
US3806565A (en) * | 1971-08-02 | 1974-04-23 | North American Rockwell | Method of preparing relatively low density oxide fuel for a nuclear reactor |
-
1975
- 1975-02-28 CA CA221,017A patent/CA1023935A/en not_active Expired
- 1975-11-26 SE SE7513284A patent/SE404100B/xx unknown
- 1975-11-27 GB GB48843/75A patent/GB1507878A/en not_active Expired
- 1975-12-01 US US05/636,678 patent/US4020131A/en not_active Expired - Lifetime
- 1975-12-04 RO RO7584086A patent/RO68987A/ro unknown
- 1975-12-29 DE DE2559019A patent/DE2559019C3/de not_active Expired
-
1976
- 1976-01-06 NL NL7600067A patent/NL7600067A/xx not_active Application Discontinuation
- 1976-01-14 FR FR7600820A patent/FR2302571A1/fr active Granted
- 1976-01-27 JP JP51007869A patent/JPS5199799A/ja active Pending
- 1976-02-26 AU AU11459/76A patent/AU1145976A/en not_active Expired
- 1976-02-27 BE BE164752A patent/BE839059A/xx not_active IP Right Cessation
- 1976-02-27 IT IT67455/76A patent/IT1057628B/it active
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
SE404100B (sv) | 1978-09-18 |
AU1145976A (en) | 1977-09-01 |
FR2302571A1 (fr) | 1976-09-24 |
DE2559019A1 (de) | 1976-09-09 |
BE839059A (fr) | 1976-06-16 |
IT1057628B (it) | 1982-03-30 |
NL7600067A (nl) | 1976-08-31 |
CA1023935A (en) | 1978-01-10 |
SE7513284L (sv) | 1976-08-30 |
GB1507878A (en) | 1978-04-19 |
FR2302571B1 (de) | 1978-08-18 |
JPS5199799A (de) | 1976-09-02 |
RO68987A (ro) | 1980-06-15 |
DE2559019B2 (de) | 1978-02-09 |
US4020131A (en) | 1977-04-26 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
DE2559019C3 (de) | Verfahren zur Herstellung von aus einem Oxidgemisch bestehenden Kernbrennstoffpellets | |
DE69017328T2 (de) | Kernbrennstoffmaterialzusammensetzung. | |
EP0239843B1 (de) | Kernbrennstoffsinterkörper und Verfahren zu seiner Herstellung | |
DE1187744B (de) | Fuer einen Siedereaktor mit einem neutronenmoderierenden Kuehlmittel bestimmtes Brennstoffelement | |
DE2819734C2 (de) | Kernreaktor | |
DE2713108A1 (de) | Verfahren zur herstellung von keramischem plutonium-uran-kernbrennstoff in form von sinterpellets | |
EP0079031A1 (de) | Verfahren zum Herstellen von oxidischen Kernbrennstoffsinterkörpern | |
DE2329520A1 (de) | Gasgekuehlte brennstoffelemente fuer kernreaktoren | |
DE2547245C3 (de) | Verfahren zur Herstellung von keramischen Kernbrennstoff-Pellets | |
DE1299365B (de) | Kernreaktor-Brennstoffelement und Verfahren zu seiner Herstellung | |
DE2062126A1 (de) | Verfahren zur Herstellung von Kern brennstoff und nach diesen Verfahren hergestellter Kernbrennstoff | |
DE1929513A1 (de) | Verfahren zur Herstellung von Oxydgemisch-Kernbrennstoff | |
DE2833054C2 (de) | Verfahren zur Herstellung von PuO&darr;2&darr;/UO&darr;2&darr;-Kernbrennstoffen | |
EP0136665B1 (de) | Verfahren zum Herstellen von oxidischen Kernbrennstoffsinterkörpern | |
DE1948819C3 (de) | Brennstoffbündel für thermische Kernreaktoren mit abbrennbaren Reaktorgiften | |
DE3802048A1 (de) | Verfahren zum herstellen von kernbrennstoffsinterkoerpern | |
AT204660B (de) | Verfahren zur Herstellung von Brennstoffelementen für Atomreaktoren | |
DE2741820C3 (de) | Verfahren zur Herstellung von PuO2AJO2 -Kernbrennstoffen | |
Halva et al. | Sol-gel process for production of compact mixed oxides used as nuclear fuels | |
Lyon | Method of preparation of a plutonium oxide-uranium oxide containing fuel for the use in nuclear reactors | |
Arya et al. | Method to measure the concentration of fissile material, especially the U-235 concentration in nuclear fuel elements | |
Klepfer | Improved nuclear fuel element | |
DE2208672A1 (de) | Brennstoff-Zusammensetzung für Kernreaktoren | |
DE1464625C (de) | Hochtemperatur-Kernreaktor | |
Marlowe | Process for the production of nuclear fuel for nuclear reactors |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
C3 | Grant after two publication steps (3rd publication) | ||
8339 | Ceased/non-payment of the annual fee |