DK143778B - Braendselselementer til atomreaktor - Google Patents
Braendselselementer til atomreaktor Download PDFInfo
- 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
Links
- 239000000446 fuel Substances 0.000 title description 17
- 239000010410 layer Substances 0.000 description 12
- 239000000463 material Substances 0.000 description 12
- 229910052778 Plutonium Inorganic materials 0.000 description 11
- 239000011248 coating agent Substances 0.000 description 11
- 238000000576 coating method Methods 0.000 description 11
- OYEHPCDNVJXUIW-UHFFFAOYSA-N plutonium atom Chemical compound [Pu] OYEHPCDNVJXUIW-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 11
- 239000002245 particle Substances 0.000 description 9
- 239000000126 substance Substances 0.000 description 9
- JFALSRSLKYAFGM-FTXFMUIASA-N uranium-233 Chemical compound [233U] JFALSRSLKYAFGM-FTXFMUIASA-N 0.000 description 9
- 230000004992 fission Effects 0.000 description 7
- 239000011162 core material Substances 0.000 description 5
- 229910052751 metal Inorganic materials 0.000 description 4
- 239000002184 metal Substances 0.000 description 4
- 230000001681 protective effect Effects 0.000 description 4
- 238000005299 abrasion Methods 0.000 description 3
- 238000010438 heat treatment Methods 0.000 description 3
- 239000008188 pellet Substances 0.000 description 3
- 239000012798 spherical particle Substances 0.000 description 3
- FRWYFWZENXDZMU-UHFFFAOYSA-N 2-iodoquinoline Chemical compound C1=CC=CC2=NC(I)=CC=C21 FRWYFWZENXDZMU-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- LTPBRCUWZOMYOC-UHFFFAOYSA-N beryllium oxide Inorganic materials O=[Be] LTPBRCUWZOMYOC-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 238000011049 filling Methods 0.000 description 2
- 150000001247 metal acetylides Chemical class 0.000 description 2
- 230000000704 physical effect Effects 0.000 description 2
- 239000000843 powder Substances 0.000 description 2
- 238000002360 preparation method Methods 0.000 description 2
- 230000001902 propagating effect Effects 0.000 description 2
- 230000005855 radiation Effects 0.000 description 2
- 238000005245 sintering Methods 0.000 description 2
- JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N uranium(0) Chemical compound [U] JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- JFALSRSLKYAFGM-OIOBTWANSA-N uranium-235 Chemical compound [235U] JFALSRSLKYAFGM-OIOBTWANSA-N 0.000 description 2
- 229910052770 Uranium Inorganic materials 0.000 description 1
- 230000006978 adaptation Effects 0.000 description 1
- 238000009388 chemical precipitation Methods 0.000 description 1
- 238000006243 chemical reaction Methods 0.000 description 1
- 239000004744 fabric Substances 0.000 description 1
- 239000000945 filler Substances 0.000 description 1
- 231100001261 hazardous Toxicity 0.000 description 1
- 231100000171 higher toxicity Toxicity 0.000 description 1
- 230000001771 impaired effect Effects 0.000 description 1
- 238000009413 insulation Methods 0.000 description 1
- 231100001231 less toxic Toxicity 0.000 description 1
- 238000000034 method Methods 0.000 description 1
- 238000002156 mixing Methods 0.000 description 1
- 238000000465 moulding Methods 0.000 description 1
- 150000004767 nitrides Chemical class 0.000 description 1
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 description 1
- 238000003825 pressing Methods 0.000 description 1
- 239000011241 protective layer Substances 0.000 description 1
- 239000004449 solid propellant Substances 0.000 description 1
- ZSLUVFAKFWKJRC-UHFFFAOYSA-N thorium Chemical compound [Th] ZSLUVFAKFWKJRC-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 231100000419 toxicity Toxicity 0.000 description 1
- 230000001988 toxicity Effects 0.000 description 1
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
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
- G21C3/60—Metallic fuel; Intermetallic dispersions
-
- 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
- G21C3/626—Coated fuel particles
-
- 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)
- 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
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) |
-
0
- BE BE795346D patent/BE795346A/xx not_active IP Right Cessation
-
1973
- 1973-02-27 FR FR7306957A patent/FR2174107B1/fr not_active Expired
- 1973-02-27 LU LU67109A patent/LU67109A1/xx unknown
- 1973-02-27 IT IT48477/73A patent/IT977529B/it active
- 1973-02-28 NL NL7302853A patent/NL7302853A/xx not_active Application Discontinuation
- 1973-02-28 DK DK110973A patent/DK143778C/da active
- 1973-03-01 GB GB1004373A patent/GB1404434A/en not_active Expired
- 1973-03-01 IE IE328/73A patent/IE37358B1/xx unknown
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 |