DK143778B - Braendselselementer til atomreaktor - Google Patents

Braendselselementer til atomreaktor Download PDF

Info

Publication number
DK143778B
DK143778B DK110973AA DK110973A DK143778B DK 143778 B DK143778 B DK 143778B DK 110973A A DK110973A A DK 110973AA DK 110973 A DK110973 A DK 110973A DK 143778 B DK143778 B DK 143778B
Authority
DK
Denmark
Prior art keywords
fuel
uranium
plutonium
fuel elements
coating
Prior art date
Application number
DK110973AA
Other languages
English (en)
Other versions
DK143778C (da
Inventor
A Boettcher
H Vornhusen
Original Assignee
Wiederaufarbeitung Von Kernbre
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 DE2209660A external-priority patent/DE2209660C2/de
Priority claimed from DE19722221722 external-priority patent/DE2221722A1/de
Application filed by Wiederaufarbeitung Von Kernbre filed Critical Wiederaufarbeitung Von Kernbre
Publication of DK143778B publication Critical patent/DK143778B/da
Application granted granted Critical
Publication of DK143778C publication Critical patent/DK143778C/da

Links

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/42Selection of substances for use as reactor fuel
    • G21C3/58Solid reactor fuel Pellets made of fissile material
    • G21C3/60Metallic fuel; Intermetallic dispersions
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/42Selection of substances for use as reactor fuel
    • G21C3/58Solid reactor fuel Pellets made of fissile material
    • G21C3/62Ceramic fuel
    • G21C3/626Coated fuel particles
    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Ceramic Engineering (AREA)
  • Dispersion Chemistry (AREA)
  • Inorganic Compounds Of Heavy Metals (AREA)
  • Other Surface Treatments For Metallic Materials (AREA)

Description

143776 i
Den foreliggende opfindelse angår atomreaktor-brændselselementer af den art, der i metalkapperør indeholder plutonium eller uran 233 som fissionsstof i form af sfæriske partikler, som er omgivet af et eller flere overtræksbeskyttelseslag af 5 plutonium- eller uran 233-frit materiale.
I atomreaktorer, der anvender brændsel i metalkapperør, anvendes brændselet oftest i form af såkaldte "pellets", d.v.s. sintrede, cylindriske formlegemer. Deres fremstilling er kompliceret og meget omstaaidelig, når der i stedet for det sæd-10 vanlige fissionsstof uran 235 helt eller delvis anvendes fissionsstoffer, der er opstået i reaktoren ved konversion, såsom uran 233 eller plutonium-isotoper. Pi grund af den stærke alfastråling fra disse fissionsstoffer og den i sammenligning med uran 235 ulige højere toksicitet hos plutonium-15 isotoper bliver ekstreme beskyttelsesforanstaltninger nødvendige. Særlig stort opbud nødvendiggør kravet om, at maksimalindholdet af plutonium pr. kubikmeter indåndingsluft skal holdes under 10~^ g. Det er derfor allerede foreslået i stedet for cylindriske sintrede legemer at anvende små kugle-20 formige brændselspartikler (kernels), hvis fremstilling er betydeligt mindre omstændelig med hensyn til beskyttelses-f oranst altninger.
Selvom man anvender sådanne kugleformige brændselspartikler, er der dog stadig et meget væsentligt beskyttelsesproblem 25 ved transport af disse plutonium- eller uran 233-holdige brændselspartikler samt ved deres påfyldning i metalkapperø-rene. Ved begge operationer kan en gnidende relativbevægelse af partiklerne i forhold til hinanden ikke undgås, og dette fører nødvendigvis til et vist slid, hvorved fås et fin-30 kornet pulver, der indeholder plutonium eller uran 233 i samme forhold som i det massive brændsel. Dette slid betyder en potentiel fare for forurening af indåndingsluften, hvad der på sin side kræver omstaaidelige beskyttelsesforanstaltninger.
Det er fra f.eks. tysk offentliggørelsesskrift nr. 1.639-291 143778 2 kendt at forsyne brændselspartikler med et metalovertræk for at undgå direkte berøring mellem partiklerne og eventuelt i brændselselementets indre indtræugt vand. Tykkelsen af overtrækket er mellem 1 og 10 μ, og det tåler derfor næppe 5 et egentligt slid.
formålet med opfindelsen er ved et brændselselement, der er af den i krav l's indledning angivne art, at formindske det farlige afslid, der fås på grund af den indbyrdes gnidning af brændselspartiklerne ved håndteringen af brændselet, og 10 reducere faren for forurening af omgivelserne, uden at brændselselementets effektivitet forringes.
Dette formål er opfyldt af brændselselementet ifølge opfindelsen, der er ejendommeligt ved, at overtræksbeskyttelseslaget eller i det mindste et af overtræksbeskyttelsesla-15 gene for de sfæriske partikler består af oxider, carbider eller nitrider af formeringsstoffeme uran 238 og/eller thorium 232.
Ved hjælp af nævnte overtræk opnås ikke alene en sikkerhed mod afslid af det farlige plutonium eller uran 233, men der 20 kan også fås brændselselementer med forøget formeringsfaktor. Ifølge opfindelsen opnås således en ringe mekanisk af-slidning og en god isolering af de egentlige fissionsstoffer samt en h3j tilpasning af de fysiske egenskaber af fyldmaterialet til de tilgrænsende lag.
25 Det anvendte fissionsstof plutonium eller uran 233 findes således i kernen af sfæriske brændselspartikler, og denne kerne er omgivet af et mekanisk stabilt og slidfast lag, der ikke indeholder nævnte fissionsstoffer. På denne måde er det ved transport og påfyldning afslidte materiale frit for plu-30 tonium eller uran 233 og dermed langt mindre toksisk, end det er tilfældes ved de tidligere anvendte brændselspartikler.
Det lag,der omhyller den plutonium- eller uran 233-holdige 143778 3 kerne, kan påføres ved kemisk fældning af kendt art eller også påføres mekanisk i roterende beholdere, der indeholder omhylningsmaterialet i pulverform. I begge tilfælde kan om-hylningsmaterialet komprimeres og stabiliseres ved en på-5 følgende varmebehandling. Det plutonium- eller uran 233-hol-dige kernemateriale kan fremstilles på forskellig mide og enten komprimeres sammen med omhylningsmaterialet ved den beskrevne varmebehandling, hvorved der kan gøres brug af forskellige sintringsforhold, eller også komprimeres termisk 10 mere eller mindre før omhylningen med fissionsstof-frit materiale for dermed at afstemme volumenændringen hos omhyl-nings- og kernematerialet i forhold til hinanden ved den afsluttende varmebehandling.
Som omhylningsmateriale er ifølge opfindelsen anvendt sådanne 15 materialer,der kan yde bidrag til brændselsstavenes funktionelle opgaver. Som eventuelt overtræksbeskyttelseslag kan anvendes lag af materialer, der ikke indeholder formeringsstoffer, men som giver fordele på grund af deres gode varmeled-ningsevne. Materialer af denne art er berylliumoxid, endvi-20 dere carbider som f.eks. zirconcarbid. De formeringsstof-frie lag kan anvendes som ekstra omhylning, eventuelt i blanding. Fortrinsvis påføres et berylliumoxidlag på et første, forme-ringsstof-holdigt lag.
I alle tilfældene kan der ved tilsætning af beslægtede mate-25 rialer opnås en tilpasning af de fysiske egenskaber til de lag, der grænser op til omhylningeme.
De med overtrækbeskyttelseslag forsynede sfæriske partikler indbringes som sådanne i metalkapperør efter sintringen. De kan dog også usintret formes til cylindriske legemer ved pres-30 ning, hvorpå disse sintres. Disse pellets kan indbringes i kapperørene efter de almindelige metoder. På denne måde bliver beskyttelsesforanstaltningerne mod alfa-stråling og plutoniumtoksicitet mindre omstændelige i forhold til den hidtidige praksis, da disse pellets' overflade har et langt 35
DK110973A 1972-03-01 1973-02-28 Braendselselementer til atomreaktor DK143778C (da)

Applications Claiming Priority (4)

Application Number Priority Date Filing Date Title
DE2209660A DE2209660C2 (de) 1972-03-01 1972-03-01 Brennelemente für Kernreaktoren
DE2209660 1972-03-01
DE2221722 1972-05-04
DE19722221722 DE2221722A1 (de) 1972-05-04 1972-05-04 Brennelemente fuer kernreaktoren

Publications (2)

Publication Number Publication Date
DK143778B true DK143778B (da) 1981-10-05
DK143778C DK143778C (da) 1982-03-22

Family

ID=25762806

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
DK110973A DK143778C (da) 1972-03-01 1973-02-28 Braendselselementer til atomreaktor

Country Status (8)

Country Link
BE (1) BE795346A (da)
DK (1) DK143778C (da)
FR (1) FR2174107B1 (da)
GB (1) GB1404434A (da)
IE (1) IE37358B1 (da)
IT (1) IT977529B (da)
LU (1) LU67109A1 (da)
NL (1) NL7302853A (da)

Also Published As

Publication number Publication date
GB1404434A (en) 1975-08-28
IT977529B (it) 1974-09-20
IE37358B1 (en) 1977-07-06
BE795346A (fr) 1973-05-29
NL7302853A (da) 1973-09-04
FR2174107A1 (da) 1973-10-12
LU67109A1 (da) 1973-05-03
IE37358L (en) 1973-09-01
FR2174107B1 (da) 1978-03-03
DK143778C (da) 1982-03-22

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US3826754A (en) Chemical immobilization of fission products reactive with nuclear reactor components
TWI731219B (zh) 核燃料丸、燃料棒及燃料總成
GB1590108A (en) Method of treating radioactive waste
DK143778B (da) Braendselselementer til atomreaktor
US4182652A (en) Nuclear fuel element, core for nuclear reactor, nuclear fuel material
US3350274A (en) Matrix-type nuclear fuel element including fission product retentive materials
Bart et al. AC-3-irradiation test of sphere-pac and pellet (U, Pu) C fuel in the US Fast Flux Test Facility
Černý et al. Development of geopolymer based sacrificial materials for GEN IV severe accident mitigation
Dole et al. Radiation shielding using depleted uranium oxide in nonmetallic matrices
Mishra et al. Fabrication of Nuclear Fuel Elements
DE2209660A1 (de) Brennelemente fuer kernreaktoren
Blomeke et al. Projected shipments of special nuclear material and wastes by the nuclear power industry
Quapp et al. DUCRETE™: A Cost Effective Radiation Shielding Material
Blum The manufacture of Uranium dioxide fuel in pellet form
Olstad et al. Irradiation test of candidate HTGR recycle fuels in the H-1 and H-2 capsules
REPROCESSING CHEMICAL TECHNOLOGY DIVISION METALS AND CERAMICS DIVISION
Colombo et al. Some techniques for the solidification of radioactive wastes in concrete
Lidar et al. Encapsulation of ILW Metals by Melting Technology–15360
Mardon Powder metallurgy techniques in nuclear technology
Lamb ORNL isotopic power fuels quarterly report for period ending June 30, 1973
Jenks Maximum acceptable temperatures of wastes and containers during retrievable geologic storage
Ouzounian et al. Development of waste packages for the disposal of radioactive waste: French experience
Henry Interaction of Enriched Uranium Assemblies
Moore HOT-CELL STUDIES OF THE SPRAY AND POT CALCINATION OF FULLY RADIOACTIVE FUEL REPROCESSING WASTES.
Paprocki et al. Fabrication and irradiation of SM-2 core materials