RU2125305C1 - Nuclear reactor fuel element - Google Patents
Nuclear reactor fuel element Download PDFInfo
- Publication number
- RU2125305C1 RU2125305C1 RU97107408A RU97107408A RU2125305C1 RU 2125305 C1 RU2125305 C1 RU 2125305C1 RU 97107408 A RU97107408 A RU 97107408A RU 97107408 A RU97107408 A RU 97107408A RU 2125305 C1 RU2125305 C1 RU 2125305C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- alloy
- core
- fuel
- vol
- fuel rod
- Prior art date
Links
Images
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
- Treatment Of Steel In Its Molten State (AREA)
Abstract
Description
Изобретение относится к области атомной техники и может быть использовано для изготовления тепловыделяющих элементов (твэлов) энергетических и исследовательских реакторов. The invention relates to the field of nuclear engineering and can be used for the manufacture of fuel elements (fuel elements) of energy and research reactors.
Одной из наиболее сложных проблем создания эффективных ядерных энергетических установок является обеспечение высокой надежности твэлов при глубоких выгораниях (при накоплении более 1 г осколков деления на 1 см3 объема под оболочкой), а также при работе реактора в условиях частых изменений его мощности и в условиях аварийных ситуаций.One of the most difficult problems in creating effective nuclear power plants is to ensure high reliability of fuel rods during deep burnups (with the accumulation of more than 1 g of fission fragments per 1 cm 3 of volume under the shell), as well as during reactor operation under conditions of frequent changes in its power and in emergency conditions situations.
Известен твэл ядерного реактора, включающий трубчатую оболочку из сплава на основе циркония, герметизированную с торцов заглушками, внутри оболочки размещено таблетированное ядерное топливо из оксида урана [1]. Эти твэлы обеспечивают высокую надежность при эксплуатации до умеренных выгораний в стационарном режиме мощности реактора (накопление осколков деления до 0,5 г на 1 см3 объема под оболочкой).Known fuel rod of a nuclear reactor, including a tubular shell of an alloy based on zirconium, sealed from the ends with plugs, inside the shell placed tabletted nuclear fuel from uranium oxide [1]. These fuel rods provide high reliability during operation to moderate burnups in stationary mode of reactor power (accumulation of fission fragments up to 0.5 g per 1 cm 3 of volume under the shell).
Однако надежность таких твэлов уменьшается при более высоких выгораниях, в первую очередь из-за механического и коррозионного воздействия распухающего топлива на оболочку твэлов, приводящего к нарушению ее герметичности. Высокая температура топлива, которая достигается в центре твэла 1500oC, отрицательно сказывается на надежности твэла при аварийных ситуациях типа LOCA, так как в этом случае из-за снижения эффективности теплоотвода может произойти перегрев оболочки за счет аккумулированной сердечником энергии. При разгерметизации оболочки такого твэла происходит контакт теплоносителя с большой поверхностью сердечника, не сцепленного с оболочкой, что повышает скорость загрязнения теплоносителя.However, the reliability of such fuel rods decreases at higher burnups, primarily due to the mechanical and corrosive effects of swelling fuel on the cladding of the fuel rods, leading to a violation of its tightness. The high temperature of the fuel, which is reached in the center of the fuel element 1500 o C, negatively affects the reliability of the fuel element in emergency situations such as LOCA, because in this case, due to a decrease in the efficiency of heat removal, overheating may occur due to the energy accumulated by the core. When the cladding of such a fuel element is depressurized, the coolant contacts the large surface of the core, which is not adhered to the cladding, which increases the rate of contamination of the coolant.
Известен твэл дисперсионного типа для использования в энергетических ядерных реакторах, в котором сердечник выполнен в виде керамических частиц из диоксида, карбида, дикарбида урана, равномерно диспергированных в металлической матрице из циркония, сплава циркония, нержавеющей стали или алюминия [2]. Сердечник помещен в оболочку из циркония (или сплава на его основе) или из нержавеющей стали. Сердечник такого твэла получают методом горячего прессования, например, частиц диоксида урана и электролитического циркония. Затем сердечник помещают в оболочку и прокаткой или обжатием достигают плотное прилегание сердечника к оболочке. A dispersion type fuel element is known for use in nuclear power reactors in which the core is made in the form of ceramic particles of dioxide, carbide, uranium dicarbide uniformly dispersed in a metal matrix of zirconium, an alloy of zirconium, stainless steel or aluminum [2]. The core is placed in a shell made of zirconium (or an alloy based on it) or stainless steel. The core of such a fuel element is obtained by hot pressing, for example, particles of uranium dioxide and electrolytic zirconium. Then the core is placed in the shell and by rolling or crimping, a tight fit of the core to the shell is achieved.
Достоинством твэла является увеличение теплопроводности за счет контакта сердечника с оболочкой и пластичности сердечника. В таком твэле снижается рабочая температура сердечника и аккумулированная им энергия. The advantage of a fuel rod is an increase in thermal conductivity due to the contact of the core with the shell and the ductility of the core. In such a fuel rod, the working temperature of the core and the energy accumulated by it are reduced.
Недостатком твэла является снижение его надежности при высоких выгораниях. Это связано со сложностью изготовления сердечников таких твэлов с заданной величиной и равномерным распределением по сердечнику свободного объема для компенсации распухания топлива. Поскольку матрица этих твэлов практически не содержит пор, для изготовления сердечников необходимо использовать топливо с высокой и заданной в узких пределах пористостью. Это усложняет технологию изготовления твэлов. The disadvantage of a fuel rod is a decrease in its reliability at high burnups. This is due to the complexity of manufacturing the cores of such fuel rods with a given value and uniform distribution of free volume over the core to compensate for swelling of the fuel. Since the matrix of these fuel elements practically does not contain pores, for the manufacture of cores it is necessary to use fuel with a high and specified porosity within narrow limits. This complicates the manufacturing technology of the fuel elements.
Наиболее близким к заявляемому изобретению является твэл, состоящий из герметичной оболочки из циркониевого сплава, в которую помещен сердечник с ядерным топливом, металлургически сцепленный с оболочкой [3]. Сердечник получен методом изостатического горячего прессования микросфер диоксида урана, имеющих покрытие и плотность 85-95% от теоретической, и материала матрицы на основе циркония. Металлургическое сцепление между сердечником и оболочкой достигается за счет пропитки зазора между ними алюминиевым сплавом (силумином). Closest to the claimed invention is a fuel rod, consisting of a sealed sheath of zirconium alloy, in which is placed a core with nuclear fuel, metallurgically linked to the sheath [3]. The core is obtained by isostatic hot pressing of uranium dioxide microspheres having a coating and density of 85-95% of theoretical and matrix material based on zirconium. Metallurgical adhesion between the core and the shell is achieved by impregnating the gap between them with an aluminum alloy (silumin).
Достоинством твэла является существенное увеличение теплопроводности сердечника (по сравнению с твэлом, приведенным в [1]) и уменьшение термического сопротивления на границе раздела сердечника и оболочки (по сравнению с твэлом, приведенным в [2]). В таком твэле снижается рабочая температура сердечника и улучшаются условия работы оболочки. Кроме того, повышается надежность работы твэлов при эксплуатации реактора в условиях частых изменений его мощности, а также при возникновении аварийных ситуаций. An advantage of a fuel rod is a significant increase in the thermal conductivity of the core (as compared to a fuel rod given in [1]) and a decrease in thermal resistance at the interface between the core and the cladding (compared to a fuel rod given in [2]). In such a fuel rod, the working temperature of the core decreases and the working conditions of the cladding improve. In addition, the reliability of the fuel rods during the operation of the reactor under conditions of frequent changes in its power, as well as in emergency situations, is increased.
Недостатком твэла является снижение его надежности при высоких выгораниях. Это связано со сложностью изготовления сердечников с заданной величиной и равномерным распределением по твэлу свободного объема для компенсации распухания топлива. Поскольку матрица, изготовленная методом изостатического горячего прессования, практически не содержит пор, а для изготовления сердечников используют микросферические частицы диоксида урана с относительно высокой плотностью, то такая конструкция твэла не позволит обеспечить высокое выгорание без существенного изменения внешних размеров твэлов. The disadvantage of a fuel rod is a decrease in its reliability at high burnups. This is due to the complexity of manufacturing cores with a given value and uniform distribution of free volume over a fuel rod to compensate for swelling of the fuel. Since the matrix made by the isostatic hot pressing method practically does not contain pores, and microspherical particles of uranium dioxide with a relatively high density are used for the manufacture of cores, this design of the fuel element will not allow for high burnup without a significant change in the external dimensions of the fuel elements.
Основной технической задачей настоящего изобретения является создание конструкции твэла, которая позволяла бы обеспечить в сердечнике заданную величину при равномерном распределении по сердечнику свободного объема для компенсации распухания при высокой степени выгорания топлива. Кроме того, задачей настоящего изобретения является расширение возможности использования в качестве фаз, содержащих делящиеся изотопы, различные сплавы, интерметаллиды урана, плутония, тория, в том числе оружейного урана и оружейного и "энергетического" плутония. The main technical objective of the present invention is the creation of a fuel element that would provide a predetermined value in the core with a uniform distribution of free volume over the core to compensate for swelling at a high degree of fuel burnup. In addition, the present invention is the expansion of the possibility of using as phases containing fissile isotopes, various alloys, intermetallic compounds of uranium, plutonium, thorium, including weapons-grade uranium and weapons-grade and "energy" plutonium.
Поставленная техническая задача достигается тем, что в известной конструкции твэла (включающей герметичную оболочку, в которой размещен сердечник, состоящий из содержащих делящийся изотоп частиц, распределенных в металлической матрице, и слой пропиточного сплава, размещенный между сердечником и оболочкой) сердечник выполнен в виде спрессованных пористых брикетов с объемом пор от 5 до 30 об.%, брикеты размещены в герметичном металлическом пенале, а пропиточный сплав залит в зазор между пеналом и оболочкой. The stated technical problem is achieved by the fact that in the known construction of a fuel rod (including a hermetic cladding in which a core consisting of particles containing a fissile isotope distributed in a metal matrix and a layer of impregnating alloy placed between the core and the cladding) is placed, the core is made in the form of pressed porous briquettes with a pore volume of 5 to 30 vol.%, the briquettes are placed in a sealed metal case, and the impregnating alloy is poured into the gap between the case and the shell.
Технический эффект, достигаемый заявляемым изобретением, состоит в том, что, при найденном сочетании конструктивных, тепловых, объемно-геометрических и ядерных параметров твэла удается надежно обеспечить неизменность размеров твэла и снижение коррозионных и механических воздействий на оболочку со стороны топлива даже при высоких степенях выгорания. Закладываемая в сердечник при прессовании брикетов пористость в диапазоне от 5 до 30% об. достаточна для компенсации распухания от накопления осколков деления, а высокая эффективная теплопроводность твэла (за счет высокой теплопроводности матрицы, плотного контакта брикетов с пеналом и металлургического сцепления оболочки твэла и упаковочного пенала пропиточным сплавом) обеспечивает относительно низкую исходную температуру твэла при возникновении аварийных ситуаций. The technical effect achieved by the claimed invention consists in the fact that, with a combination of structural, thermal, volumetric-geometric and nuclear parameters of a fuel element, it is possible to reliably ensure that the fuel element remains unchanged and the corrosion and mechanical effects on the cladding of the fuel are reduced even at high burnup rates. The porosity in the core when pressing briquettes in the range from 5 to 30% vol. sufficient to compensate for the swelling from the accumulation of fission fragments, and the high effective thermal conductivity of the fuel rod (due to the high thermal conductivity of the matrix, the tight contact of the briquettes with the pencil case and the metallurgical adhesion of the fuel cladding and the packing case by the impregnating alloy) provides a relatively low initial temperature of the fuel element in case of emergency.
В другом частном варианте выполнения твэла на наружной поверхности пенала выполнены дистанционирующие элементы. In another particular embodiment of the fuel element, spacer elements are provided on the outer surface of the case.
В другом частном варианте выполнения твэла топливный сердечник и пенал выполнены в виде нескольких герметичных секций пенала с брикетами, которые размещены друг над другом по высоте оболочки. In another private embodiment, the fuel rod and the pencil case are made in the form of several sealed sections of the pencil case with briquettes, which are placed one above the other along the height of the shell.
В другом частном варианте выполнения твэла матрица топливного сердечника выполнена или из сплава алюминия, или из сплава циркония, или из сплава магния. In another particular embodiment of the fuel element, the matrix of the fuel core is made of either an aluminum alloy, or a zirconium alloy, or a magnesium alloy.
В другом частном варианте выполнения твэла в качестве пропиточного сплава используются сплавы с низкой температурой плавления, например, сплавы алюминия - силумины или припои, или сплавы свинца с висмутом. In another particular embodiment of the fuel element, alloys with a low melting point are used as an impregnating alloy, for example, aluminum alloys — silumins or solders, or lead alloys with bismuth.
В другом частном варианте выполнения твэла выгорающий поглотитель размещен в частицах, содержащих делящийся изотоп. In another particular embodiment of the fuel element, the burnable absorber is placed in particles containing a fissile isotope.
В другом частном варианте выполнения твэла выгорающий поглотитель размещен в матрице. In another particular embodiment of the fuel element, the burnable absorber is located in the matrix.
В другом частном варианте выполнения твэла выгорающий поглотитель размещен в пропиточном слое. In another particular embodiment of the fuel element, the burnable absorber is located in the impregnation layer.
В другом частном варианте выполнения твэла выгорающий поглотитель размещен в сердечнике в виде отдельной фазы. In another particular embodiment of the fuel element, the burnable absorber is placed in the core as a separate phase.
В другом частном варианте выполнения твэла пенал выполнен из алюминия или сплавов циркония, или нержавеющей стали. In another private embodiment, the fuel rod case is made of aluminum or alloys of zirconium, or stainless steel.
В другом частном варианте выполнения твэла (см. фиг. 2) сердечник изготовлен из частиц сплава урана с 9% мас. молибдена, взятых в количестве от 20 до 55% об., матрица изготовлена из порошка циркония, взятого в количестве от 35 до 60% об., брикеты сердечника спрессованы с объемом пор от 5 до 30% об., пенал выполнен из алюминиевого сплава, пропиточный сплав изготовлен из алюминиевого сплава, например силумина, а оболочка твэла изготовлена из циркониевого сплава. In another particular embodiment of a fuel element (see FIG. 2), the core is made of uranium alloy particles with 9% wt. molybdenum taken in an amount of 20 to 55% vol., the matrix is made of zirconium powder taken in an amount of 35 to 60% vol., core briquettes are compressed with a pore volume of 5 to 30% vol., the pencil case is made of aluminum alloy, the impregnating alloy is made of an aluminum alloy, for example silumin, and the cladding of the fuel element is made of a zirconium alloy.
В другом частном варианте выполнения твэла сердечник изготовлен из частиц сплава урана с 9% мас. молибдена, взятых в количестве от 20 до 55% об. , матрица изготовлена из порошка алюминия, взятого в количестве от 35 до 60% об., брикеты сердечника спрессованы с объемом пор от 5 до 30% об., пенал выполнен из алюминиевого сплава, пропиточный сплав изготовлен из алюминиевого сплава, например силумина, а оболочка твэла изготовлена из циркониевого сплава. In another private embodiment, the fuel rod is made of uranium alloy particles with 9% wt. molybdenum taken in an amount of from 20 to 55% vol. , the matrix is made of aluminum powder taken in an amount of from 35 to 60% vol., the core briquettes are compressed with a pore volume of 5 to 30% vol., the pencil case is made of aluminum alloy, the impregnating alloy is made of aluminum alloy, for example silumin, and the shell the fuel rod is made of zirconium alloy.
В другом частном варианте выполнения твэла (см. фиг. 3) сердечник изготовлен из смеси частиц сплава урана с 9% мас. молибдена, взятых в количестве от 20 до 55% об., и частиц, содержащих гадолиний или гафний, матрица изготовлена из порошка алюминия, взятого в количестве от 35 до 50% об., брикеты сердечника спрессованы с объемом пор от 5 до 15% об., пенал выполнен из алюминиевого сплава, пропиточный сплав изготовлен из алюминиевого сплава, например силумина, а оболочка твэла изготовлена из нержавеющей стали. In another particular embodiment of a fuel element (see FIG. 3), the core is made of a mixture of particles of a uranium alloy with 9% wt. molybdenum taken in an amount of from 20 to 55% vol., and particles containing gadolinium or hafnium, the matrix is made of aluminum powder taken in an amount of from 35 to 50% vol., core briquettes are compressed with a pore volume of 5 to 15% vol. ., the pencil case is made of aluminum alloy, the impregnating alloy is made of aluminum alloy, such as silumin, and the cladding of the fuel rod is made of stainless steel.
В другом частном варианте выполнения твэла сердечник изготовлен из частиц диоксида урана с плотностью, близкой к теоретической, взятых в количестве от 20 до 55% об., матрица изготовлена из порошка циркония, взятого в количестве от 35 до 60% об., брикеты сердечника спрессованы с объемом пор от 5 до 30% об., пенал выполнен из алюминиевого сплава, пропиточный сплав изготовлен из алюминиевого сплава, например силумина, причем в состав пропиточного сплава введен поглощающий поглотитель, например соединение бора, а оболочка твэла изготовлена из циркониевого сплава. In another particular embodiment of the fuel rod, the core is made of uranium dioxide particles with a density close to theoretical, taken in an amount of from 20 to 55% vol., The matrix is made of zirconium powder taken in an amount of from 35 to 60% vol., The core briquettes are compressed with a pore volume of 5 to 30% vol., the case is made of aluminum alloy, the impregnating alloy is made of an aluminum alloy, for example silumin, and an absorbing absorber, for example, a boron compound, is introduced into the composition of the impregnating alloy, and the fuel cladding is made of zirconium vogo alloy.
В другом частном варианте выполнения твэла сердечник изготовлен из частиц интерметаллида урана с алюминием, взятых в количестве от 20 до 55% об., матрица изготовлена из порошка алюминия, взятого в количестве от 35 до 60% об. , брикеты сердечника спрессованы с объемом пор от 5 до 30% об., пенал выполнен из алюминиевого сплава, пропиточный сплав изготовлен из алюминиевого сплава, например силумина, а оболочка твэла изготовлена из циркониевого сплава. In another particular embodiment of the fuel rod, the core is made of particles of uranium intermetallic with aluminum, taken in an amount of from 20 to 55% vol., The matrix is made of aluminum powder, taken in an amount of from 35 to 60% vol. , core briquettes are compressed with a pore volume of 5 to 30% vol., the pencil case is made of aluminum alloy, the impregnating alloy is made of an aluminum alloy, for example silumin, and the cladding of a fuel rod is made of zirconium alloy.
В другом частном варианте выполнения твэла (см. фиг. 4) сердечник изготовлен из частиц силицида урана (U3Si), брикеты сердечника спрессованы непосредственно из частиц силицида урана с объемом пор от 5 до 15% об., пенал выполнен из нержавеющей стали, пропиточный сплав изготовлен из магния, а оболочка твэла изготовлена из нержавеющей стали.In another particular embodiment of a fuel element (see Fig. 4), the core is made of uranium silicide particles (U 3 Si), the core briquettes are pressed directly from uranium silicide particles with a pore volume of 5 to 15% vol., The case is made of stainless steel, the impregnating alloy is made of magnesium, and the cladding of the fuel rod is made of stainless steel.
В другом частном варианте выполнения твэла сердечник изготовлен из частиц сплава урана с молибденом (9% мас.) и алюминиевого порошка матрицы. Брикеты сердечника спрессованы из этих топливных частиц, взятых в количестве от 40 до 65% об., и из порошка алюминия, взятого в количестве от 20 до 40% об. Причем брикеты сердечника спрессованы с объемом пор от 5 до 30% об. Пенал выполнен из алюминия, пропиточный сплав из сплава алюминия с кремнием и медью, а оболочка твэла изготовлена из циркониевого сплава. In another particular embodiment of the fuel rod, the core is made of particles of an alloy of uranium with molybdenum (9% wt.) And aluminum matrix powder. Core briquettes are compressed from these fuel particles taken in an amount from 40 to 65% vol., And from aluminum powder taken in an amount from 20 to 40% vol. Moreover, the core briquettes are compressed with a pore volume of 5 to 30% vol. The case is made of aluminum, the impregnating alloy is an alloy of aluminum with silicon and copper, and the cladding of the fuel element is made of zirconium alloy.
В другом частном варианте выполнения твэла (см. фиг. 5) топливный сердечник содержит брикеты с различной пористостью матрицы и/или с различным содержанием топлива, и/или поглощающего материала по высоте твэла. In another particular embodiment of a fuel element (see FIG. 5), the fuel core comprises briquettes with different matrix porosities and / or different contents of fuel and / or absorbent material along the height of the fuel element.
Для реализации твэла по заявляемому изобретению могут быть использованы и многие другие материалы, которые уже применяются или считаются перспективными для применения к твэл. В частности, для изготовления сердечника могут быть использованы карбиды и нитриды урана и/или плутония, сплавы урана с цирконием; для матрицы - алюминий, цирконий и его сплавы, магний; для изготовления пенала - различные сплавы циркония, нержавеющие стали, алюминий и его сплавы; для пропиточного сплава - сплавы алюминия, свинца, висмута; для оболочки - известные оболочечные материалы. For the implementation of a fuel element according to the claimed invention, many other materials that are already used or are considered promising for application to a fuel element can be used. In particular, for the manufacture of the core can be used carbides and nitrides of uranium and / or plutonium, alloys of uranium with zirconium; for a matrix - aluminum, zirconium and its alloys, magnesium; for the manufacture of a pencil case - various alloys of zirconium, stainless steels, aluminum and its alloys; for impregnating alloy - alloys of aluminum, lead, bismuth; for the shell, known shell materials.
Сопоставительный анализ заявляемого технического решения с известными позволяет установить соответствие заявляемого технического решениям требованиям, предъявляемым к изобретениям. A comparative analysis of the claimed technical solutions with the known allows you to establish the conformity of the claimed technical solutions to the requirements for inventions.
На фиг. 1 показан продольный разрез твэла;
На фиг. 2 показан поперечный разрез твэла с частицами топлива из сплава урана с молибденом;
На фиг. 3 показан поперечный разрез твэла с частицами топлива, содержащими выгорающий поглотитель;
На фиг. 4 показан поперечный разрез твэла с сердечником, спрессованным из частиц силицида урана (без матрицы);
На фиг. 5 приведен продольный разрез твэла, выполненного с сердечником, который содержит брикеты с различной пористостью матрицы и/или с различным содержанием топлива и/или поглощающего материала по высоте твэла.In FIG. 1 shows a longitudinal section of a fuel rod;
In FIG. 2 shows a cross section of a fuel element with fuel particles from an alloy of uranium with molybdenum;
In FIG. 3 shows a cross section of a fuel element with fuel particles containing a burnable absorber;
In FIG. 4 shows a cross section of a fuel rod with a core pressed from uranium silicide particles (without a matrix);
In FIG. 5 shows a longitudinal section of a fuel rod made with a core, which contains briquettes with different matrix porosity and / or with different content of fuel and / or absorbing material along the height of the fuel rod.
Предлагаемый твэл (см. фиг. 1) состоит из герметичной оболочки (1) с заглушками (2) и размещенного в оболочке (1) сердечника (3) в упаковочном пенале (4) с дистанционирующими выступами (ребрами). Зазор между упаковочным пеналом (4) и оболочкой (1) заполнен пропиточным сплавом (5). Сердечник (3) представляет собой комплект пористых (объемная доля пор от 5 до 30% об.) брикетов, спрессованных из частиц (гранул), содержащих делящиеся изотопы урана или плутония или тория, частиц (гранул) матрицы (теплопроводящей фазы). Сердечник может содержать также выгорающие поглотители нейтронов и другие известные вещества и добавки, используемые для улучшения работы твэлов в различных сочетаниях и пропорциях. The proposed fuel rod (see Fig. 1) consists of an airtight shell (1) with plugs (2) and a core (3) located in the shell (1) in a packing case (4) with spacing protrusions (ribs). The gap between the packaging case (4) and the shell (1) is filled with an impregnating alloy (5). The core (3) is a set of porous (pore volume fraction from 5 to 30% vol.) Briquettes compressed from particles (granules) containing fissile isotopes of uranium or plutonium or thorium, particles (granules) of the matrix (heat-conducting phase). The core may also contain burnable neutron absorbers and other known substances and additives used to improve the operation of fuel elements in various combinations and proportions.
Пример конкретной реализации изобретения, выполненный в соответствии со схемой, представленной на фиг. 1, реализован, в частности, при использовании следующих материалов. Оболочка (1) диаметром 9,15 мм и длиной 950 мм, а также заглушки выполнены из циркониевого сплава Э-110; брикеты сердечника (3) диаметром 7,0 мм и высотой 10 мм, в количестве 90 шт содержат объемную долю ураносодержащей фазы - сплава урана с 9 вес.% молибдена в количестве 55% об. и теплопроводящей фазы матрицы - алюминия в количестве 30% об., а также поры - в объемной доле 15%. Размеры частиц топливной и матричной фаз, которые использовались для изготовления сердечника, составляли для обеих фаз от 0,2 до 0,6 мм. Упаковочный пенал (4) диаметром 7,4 мм и с толщиной стенки 0,2 мм и длиной 920 мм был изготовлен из алюминия. Пропиточный материал (5) изготовлен из сплава алюминия с кремнием и медью. An example of a specific implementation of the invention, made in accordance with the circuit shown in FIG. 1 is implemented, in particular, using the following materials. The shell (1) with a diameter of 9.15 mm and a length of 950 mm, as well as plugs are made of zirconium alloy E-110; core briquettes (3) with a diameter of 7.0 mm and a height of 10 mm, in an amount of 90 pcs, contain a volume fraction of a uranium-containing phase - an uranium alloy with 9 wt.% molybdenum in an amount of 55% vol. and the heat-conducting phase of the matrix - aluminum in an amount of 30% vol., as well as pores - in a volume fraction of 15%. The particle sizes of the fuel and matrix phases, which were used for the manufacture of the core, ranged from 0.2 to 0.6 mm for both phases. The packaging case (4) with a diameter of 7.4 mm and a wall thickness of 0.2 mm and a length of 920 mm was made of aluminum. Impregnating material (5) is made of an alloy of aluminum with silicon and copper.
Способ изготовления твэла состоит из следующих операций. Смесь частиц, содержащих делящийся изотоп в требуемом количестве, и частиц теплопроводящей матрицы прессуется при обычных температурах в брикеты, необходимая величина пористости которых рассчитывается, исходя из требуемой величины выгорания топлива и его расчетного распухания. Спрессованные брикеты помещаются в упаковочный пенал с приваренной с одной стороны заглушкой и отгазовываются, например, при температуре 350oC. Температура отгазовки в общем случае зависит от состава брикета. Прочность спрессованных брикетов должна быть достаточна для их снаряжения в упаковочный пенал. После отгазовки снаряженный брикетами пенал калибруется в размер. При калибровке обеспечивается плотный контакт брикетов с внутренней поверхностью пенала. Затем проводят заваривание пенала второй заглушкой в вакууме. Затем оболочка твэла с приваренной одной заглушкой и с помещенным в нее снаряженным брикетами пеналом заполняется пропиточным расплавленным сплавом. После этого оболочка герметизируется путем приваривания второй заглушки. Готовый твэл контролируется на герметичность и качество заполнения зазора.A method of manufacturing a fuel element consists of the following operations. A mixture of particles containing a fissile isotope in the required amount and particles of a heat-conducting matrix is pressed at ordinary temperatures into briquettes, the necessary porosity of which is calculated based on the required amount of fuel burnup and its calculated swelling. Compressed briquettes are placed in a packing case with a plug welded on one side and are dispensed, for example, at a temperature of 350 o C. In general, the temperature of degassing depends on the composition of the briquette. The strength of compressed briquettes should be sufficient to equip them in a packing case. After refueling, the pencil case equipped with briquettes is calibrated to size. During calibration, the briquettes are in tight contact with the inner surface of the pencil case. Then carry out the brewing of the pencil case with the second plug in vacuum. Then the cladding of a fuel rod with one plug welded and with a pencil case fitted with briquettes is filled with an impregnated molten alloy. After that, the shell is sealed by welding a second plug. The finished fuel rod is checked for tightness and the quality of filling the gap.
При изготовлении твэла в соответствии с описанным выше примером конкретного исполнения содержание урана в 1 см3 объема под оболочкой твэла составляет 6,94 г, а содержание урана на 1 погонный см равно 3,25 г.In the manufacture of a fuel element in accordance with the specific embodiment described above, the content of uranium in 1 cm 3 of the volume under the cladding of the fuel element is 6.94 g, and the content of uranium per 1 linear cm is 3.25 g.
Описание других возможных вариантов реализации изобретения приведены в более общем виде с пояснениями на фиг. 2 - фиг. 5. Description of other possible embodiments of the invention is given in a more general form with explanations in FIG. 2 - FIG. 5.
Показанный (см. фиг. 2) в поперечном разрезе твэл состоит из оболочки (1) сложного профиля, выполненной из нержавеющей стали, пенала (4) с дистанционирующими элементами (8), выполненного из алюминиевого сплава, в котором размещены брикеты топливного сердечника, состоящие из частиц (6) сплава урана с 9% мас. молибдена, матрицы (7) из циркония или циркониевого сплава, которая имеет микроскопические поры (9), и пропиточного сплава (5), выполненного из сплава алюминия, например силумина. The fuel rod shown (see Fig. 2) in cross section consists of a sheath (1) of a complex profile made of stainless steel, a pencil case (4) with spacer elements (8) made of aluminum alloy, in which fuel core briquettes consisting of from particles (6) of a uranium alloy with 9% wt. molybdenum, a matrix (7) of zirconium or a zirconium alloy, which has microscopic pores (9), and an impregnating alloy (5) made of an aluminum alloy, for example silumin.
Показанный (см. фиг. 3) в поперечном разрезе твэл, который состоит из оболочки (1), выполненной из сплава циркония, пенала (4) с дистанционирующими элементами (80), выполненного из алюминиевого сплава, в котором размещены брикеты топливного сердечника, состоящие из частиц (6) топлива из сплава урана с молибденом, содержащего выгорающий поглотитель, например, на основе соединений гадолиния или гафния, матрицы (7) из алюминиевого сплава, в которой имеются макроскопические поры (9), а и пропиточного сплава (5), выполненного из сплава алюминия, например силумина. Shown (see Fig. 3) in cross section of a fuel rod, which consists of a shell (1) made of zirconium alloy, a pencil case (4) with spacer elements (80) made of aluminum alloy, in which fuel core briquettes consisting of from particles (6) of fuel from an alloy of uranium with molybdenum containing a burnable absorber, for example, based on compounds of gadolinium or hafnium, a matrix (7) from an aluminum alloy in which there are macroscopic pores (9), and an impregnating alloy (5), made of aluminum alloy, for example with Lumina.
Показанный (см. фиг. 4) в поперечном разрезе твэл с частицами топлива из силицида урана состоит из оболочки (1), выполненной из нержавеющей стали, пенала (4) с дистанционирующими элементами (8), выполненного также из нержавеющей стали, в котором размещены брикеты топливного сердечника, состоящие из частиц (6) из силицида урана и макроскопических пор (9), и пропиточного сплава (5), выполненного из магния. Shown (see Fig. 4) in cross section of a fuel rod with uranium silicide fuel particles consists of a shell (1) made of stainless steel, a pencil case (4) with spacer elements (8), also made of stainless steel, in which fuel core briquettes, consisting of particles (6) of uranium silicide and macroscopic pores (9), and an impregnating alloy (5) made of magnesium.
На фиг. 5 в продольном разрезе показан твэл, топливный сердечник которого содержит брикеты с различной пористостью матрицы и/или с различным содержанием топлива и/или поглощающего материала по высоте твэла. Такой твэл состоит из герметичной оболочки (1) с заглушками (2) и размещенного в оболочке (1) сердечника (3) в упаковочном пенале (4) с дистанционирующими выступами (ребрами). Зазор между упаковочным пеналом (4) и оболочкой (1) заполнен пропиточным сплавом (5). Сердечник (3) представляет собой комплект пористых брикетов, пористость и содержание топлива в которых может изменяться по высоте твэла для создания оптимальных условий для выгорания топлива, равномерности выделения энергии, а также для снижения коррозионного повреждения поверхности оболочки в наиболее критических зонах, например, на участках дистанционирования твэлов. Один из брикетов (6) сердечника с пониженным содержанием топлива показан в зоне размещения дистанционирующей решетки в кассете (на фиг. 1 не показан). Такой сердечник также может содержать выгорающие поглотители нейтронов и другие известные вещества и добавки, используемые для улучшения работы твэлов в различных сочетаниях и пропорциях. In FIG. 5 is a longitudinal sectional view of a fuel element, the fuel core of which contains briquettes with different matrix porosities and / or with different contents of fuel and / or absorbent material along the height of the fuel element. Such a fuel rod consists of an airtight shell (1) with plugs (2) and a core (3) located in the shell (1) in a packing case (4) with spacing protrusions (ribs). The gap between the packaging case (4) and the shell (1) is filled with an impregnating alloy (5). The core (3) is a set of porous briquettes, the porosity and fuel content of which can vary along the height of the fuel rod to create optimal conditions for fuel burning, uniform energy release, and also to reduce corrosion damage to the surface of the shell in the most critical areas, for example, in areas spacing of fuel elements. One of the briquettes (6) of the core with a low fuel content is shown in the area of the spacer grid in the cassette (not shown in Fig. 1). Such a core may also contain burnable neutron absorbers and other known substances and additives used to improve the operation of fuel elements in various combinations and proportions.
Один из брикетов (11), содержащих частицы поглощающего материала, частицы матрицы и поры, показан на нижнем участке твэла (на фиг. 1 не показан). One of the briquettes (11) containing particles of absorbing material, matrix particles and pores is shown in the lower part of the fuel rod (not shown in Fig. 1).
Возможна реализация изобретения с оболочками из известных оболочечных материалов: из сплавов циркония (Э-635, циркалой-2, циркалой-4), нержавеющих сталей (хромо-никелевых сплавов, сплавов титана), которые могут иметь простую и сложную форму и описанный диаметр от 5,0 мм до 15 мм. It is possible to implement the invention with shells from known shell materials: from zirconium alloys (E-635, zirkaloy-2, zirkaloy-4), stainless steels (chromium-nickel alloys, titanium alloys), which can have a simple and complex shape and the described diameter from 5.0 mm to 15 mm.
Конструкция твэла позволяет использовать для топливного сердечника брикеты из значительно более широкой номенклатуры веществ в различных сочетаниях, т. к. сердечник отделен от теплоносителя тремя защитными слоями (пенал, заливочный слой и оболочка), а рабочая температура сердечника не высока. При этом возможно использование и только фазы, содержащей делящийся изотоп. Так, если брикетируется только U3Si, то содержание урана в 1 см3 объема под оболочкой твэла, приведенного в примере конкретного выполнения, составляет 10,3 г, а содержание урана на 1 погонный см равно 4,84 г. Такое выполнение обусловлено свойствами силицида урана, который имеет относительно высокую теплопроводность и может быть использован для изготовления брикетов без использования матрицы.The fuel rod design allows the use of briquettes for the fuel core from a much wider range of substances in various combinations, because the core is separated from the coolant by three protective layers (pencil case, filling layer and sheath), and the core’s operating temperature is not high. In this case, it is possible to use only a phase containing a fissile isotope. So, if only U 3 Si is briquetted, then the uranium content in 1 cm 3 of the volume under the cladding of a fuel rod, shown in the specific embodiment, is 10.3 g, and the uranium content per 1 linear cm is 4.84 g. This embodiment is due to the properties uranium silicide, which has a relatively high thermal conductivity and can be used for the manufacture of briquettes without using a matrix.
Простое и легко реализуемое конструктивное и технологическое решение твэла позволяет охватить широкий диапазон по топливоемкости сердечника за счет возможности применения в твэле различных делящихся материалов, в том числе в виде металлов и сплавов. Так, в качестве частиц урансодержащей фазы используется слаболегированный уран, сплавы на основе урана (U-Mo, U-Nb-Zr, U-Si, U-Al, U-Fe, интерметаллиды, карбиды, нитриды и оксиды); используются сплавы или оксиды "энергетического" или оружейного плутония; используются сплавы или оксиды тория. Частицы топливосодержащей фазы могут иметь покрытия, в частности, из материала матрицы. A simple and easily implemented structural and technological solution of a fuel rod allows you to cover a wide range of fuel consumption of the core due to the possibility of using various fissile materials in the fuel rod, including in the form of metals and alloys. Thus, lightly doped uranium, uranium-based alloys (U-Mo, U-Nb-Zr, U-Si, U-Al, U-Fe, intermetallic compounds, carbides, nitrides and oxides) are used as particles of the uranium-containing phase; alloys or oxides of "energy" or weapons-grade plutonium are used; thorium alloys or oxides are used. Particles of the fuel-containing phase can be coated, in particular, from a matrix material.
Предлагаемая конструкция позволяет снизить энерговыделение (и, следовательно, тепловой поток с поверхности твэла) на участках дистанционирования твэлов в ТВС, расположив на этих участках брикеты с пониженным содержанием делящегося изотопа. Таким образом можно снизить глубину неравномерной коррозии (в частности, для оболочек из сплавов циркония) на наиболее опасных участках твэла. The proposed design allows to reduce the energy release (and, therefore, the heat flux from the surface of the fuel rod) in the areas of the spacing of the fuel rods in the fuel assemblies by placing briquettes with a low content of fissile isotope on these sites. Thus, it is possible to reduce the depth of uneven corrosion (in particular, for shells made of zirconium alloys) in the most dangerous parts of a fuel element.
Конструкция твэла позволяет легко реализовать высотное профилирование пористости и энерговыделения, размещая брикеты с различным количеством пор и с различным содержанием делящегося изотопа или брикеты с выгорающим поглотителем как на заданных высотах твэлов, так и в твэлах различных рядов тепловыделяющей сборки (ТВС). Для исключения возможного перепутывания брикетов можно, например, прессовать их в зависимости от свойств с разным размером по высоте. В качестве фазы выгорающего поглотителя в твэле используются известные для этой цели вещества, например соединения гадолиния или гафния. При этом возможно размещение выгорающего поглотителя как в частицах ядерного топлива, так и в матрице и заливочном слое. The design of a fuel element makes it easy to implement high-altitude profiling of porosity and energy release by placing briquettes with a different number of pores and with a different content of a fissile isotope or briquettes with a burnable absorber both at given heights of fuel elements and in fuel elements of different rows of a fuel assembly (FA). To exclude the possible confusion of briquettes, it is possible, for example, to compress them depending on properties with different sizes in height. Substances known for this purpose, for example, gadolinium or hafnium compounds, are used as a phase of a burnable absorber in a fuel rod. In this case, it is possible to place a burnable absorber both in nuclear fuel particles and in the matrix and the casting layer.
Твэл позволяет обеспечивать равномерное распределение делящегося изотопа по высоте твэла, т.к. коэффициент неравномерности его распределения как по высоте брикета, так и между брикетами не превышает значения 1,05. В твэле можно точно фиксировать нижние и верхние обрезы активной зоны, так как колебания высоты активной части в каждом твэле незначительно. A fuel rod allows for uniform distribution of the fissile isotope along the height of the fuel rod, because the coefficient of uneven distribution both over the briquette height and between briquettes does not exceed the value of 1.05. The lower and upper edges of the active zone can be precisely fixed in the fuel rod, since the fluctuations in the height of the active part in each fuel rod are insignificant.
Для удобства организации производства могут быть созданы отдельные участки изготовления сердечников из различных делящихся изотопов урансодержащих фаз, "энергетического" плутония, оружейного плутония и торийсодержащих фаз. For the convenience of organizing production, individual sections for the manufacture of cores from various fissile isotopes of uranium-containing phases, “energy” plutonium, weapons-grade plutonium and thorium-containing phases can be created.
Твэлами заявленной конструкции с различными сердечниками можно компоновать активную зону ТВС, преследуя различные цели: производство энергии, наработку различных изотопов или, наоборот, существенное сокращение наработки, сжигание делящихся изотопов ("энергетического" и оружейного плутония, оружейного урана-235) и т.д. При этом можно планировать тепловыделяющие сборки на разные длительности кампаний. The fuel rods of the claimed design with different cores can be used to assemble the active zone of fuel assemblies for various purposes: energy production, production of various isotopes, or, conversely, a significant reduction in operating time, burning of fissile isotopes (“energy” and weapons-grade plutonium, weapons-grade uranium-235), etc. . In this case, it is possible to plan fuel assemblies for different campaign durations.
Таким образом, приведенные данные показывают, что предложенная конструкция твэла позволяет существенно расширить возможности по формированию оптимальных параметров твэлов и существенно расширяет возможности их использования в реакторах различных типов. Такая конструкция и предложенные варианты сочетаний материалов для выполнения элементов твэла позволяют обеспечить высокую надежность твэлов при больших выгораниях, а также дает возможность понизить стоимость изготовления твэлов из оружейного урана и плутония, т.к. не требует снижения степени их обогащения до обычно используемого в этом случае. Thus, the data presented show that the proposed design of the fuel rod can significantly expand the possibilities for the formation of the optimal parameters of the fuel rods and significantly expands the possibilities of their use in reactors of various types. This design and the proposed combinations of materials for the implementation of the elements of a fuel rod can provide high reliability of fuel rods at high burnups, and also makes it possible to lower the cost of manufacturing fuel rods from weapons-grade uranium and plutonium, because does not require a decrease in the degree of their enrichment to that commonly used in this case.
Использованные источники информации:
1. А. С. Займовский, А.В.Никулина, Н.Г.Решетников "Циркониевые сплавы в атомной энергетике". - М.: Энергоиздат, 1981 г., стр. 4-10).Sources of information used:
1. A. S. Zaimovsky, A. V. Nikulin, N. G. Reshetnikov "Zirconium alloys in nuclear energy". - M.: Energoizdat, 1981, p. 4-10).
2. Патент США N 3404200, опубликован 01.10.68. 2. US patent N 3404200, published 01.10.68.
3. Доклад на 3 Межотраслевой конференции по реакторному материаловедению, г. Димитровград, 27-30 октября 1992 г. "Твэл с керметным сердечником матричного типа для водо-водяных энергетических реакторов повышенной безопасности". Авторы: А.Н.Пермяков, А.С.Черников, С.С.Гаврилин, В.П.Спассков, Г.А.Симонов, В.И.Курылев). 3. Report at the 3rd Intersectoral Conference on Reactor Material Science, Dimitrovgrad, October 27-30, 1992 "A fuel rod with a matrix type cermet core for high-pressure water-cooled power reactors." Authors: A.N. Permyakov, A.S. Chernikov, S.S. Gavrilin, V.P. Spasskov, G.A.Simonov, V.I. Kurylev).
Claims (19)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU97107408A RU2125305C1 (en) | 1997-04-29 | 1997-04-29 | Nuclear reactor fuel element |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU97107408A RU2125305C1 (en) | 1997-04-29 | 1997-04-29 | Nuclear reactor fuel element |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2125305C1 true RU2125305C1 (en) | 1999-01-20 |
| RU97107408A RU97107408A (en) | 1999-05-27 |
Family
ID=20192698
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU97107408A RU2125305C1 (en) | 1997-04-29 | 1997-04-29 | Nuclear reactor fuel element |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2125305C1 (en) |
Cited By (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| WO2004059655A1 (en) * | 2002-12-18 | 2004-07-15 | Institut Problem Khimicheskoi Fiziki Ran (Ipkhf Ran) | Fuel cell for steam-generating power plants |
| RU2602578C2 (en) * | 2011-06-23 | 2016-11-20 | Коммиссариат А Л'Энержи Атомик Э Оз Энержи Альтернатив | Powder of alloy based on uranium and molybdenum in (-metastable phase, composition of powders comprising said powder, and uses of said powder and composition |
| WO2022255899A1 (en) | 2021-05-31 | 2022-12-08 | Акционерное Общество "Твэл" | Fuel element for a water-cooled water-moderated nuclear reactor |
| RU2803469C1 (en) * | 2022-12-06 | 2023-09-13 | Акционерное Общество "Твэл" | Method for manufacturing pelletized fuel from triuranium disilicide powder for fuel elements of nuclear reactors (variants) |
-
1997
- 1997-04-29 RU RU97107408A patent/RU2125305C1/en not_active IP Right Cessation
Non-Patent Citations (1)
| Title |
|---|
| Пермяков А.Н. и др. Твэл с керметным сердечником матричного типа для водо-водяных энергетических реакторов повышенной безопасности. Доклад на 3-й Межотраслевой конференции по реакторному материаловедению. - Димитровград, 27 - 30 октября 1992 г. * |
Cited By (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| WO2004059655A1 (en) * | 2002-12-18 | 2004-07-15 | Institut Problem Khimicheskoi Fiziki Ran (Ipkhf Ran) | Fuel cell for steam-generating power plants |
| RU2602578C2 (en) * | 2011-06-23 | 2016-11-20 | Коммиссариат А Л'Энержи Атомик Э Оз Энержи Альтернатив | Powder of alloy based on uranium and molybdenum in (-metastable phase, composition of powders comprising said powder, and uses of said powder and composition |
| WO2022255899A1 (en) | 2021-05-31 | 2022-12-08 | Акционерное Общество "Твэл" | Fuel element for a water-cooled water-moderated nuclear reactor |
| RU2803469C1 (en) * | 2022-12-06 | 2023-09-13 | Акционерное Общество "Твэл" | Method for manufacturing pelletized fuel from triuranium disilicide powder for fuel elements of nuclear reactors (variants) |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US9620248B2 (en) | Dispersion ceramic micro-encapsulated (DCM) nuclear fuel and related methods | |
| JP7113828B2 (en) | Sintered nuclear fuel pellets, fuel rods, nuclear fuel assemblies, and methods of making sintered nuclear fuel pellets | |
| KR101793896B1 (en) | Fully ceramic nuclear fuel and related methods | |
| US4022662A (en) | Nuclear fuel element having a metal liner and a diffusion barrier | |
| EP2539900B1 (en) | Nuclear fuel, nuclear fuel element, nuclear fuel assembly and a method of manufacturing nuclear fuel | |
| US10109378B2 (en) | Method for fabrication of fully ceramic microencapsulation nuclear fuel | |
| RU2546971C2 (en) | Fuel rod and method of making pellets for said fuel rod | |
| US3855061A (en) | Nuclear reactor fuel plate | |
| RU2389089C1 (en) | Fuel element for nuclear reactors (versions) and method of its manufacturing (versions) | |
| EP0264820B1 (en) | Pellet-clad interaction resistant nuclear fuel element | |
| CN110415838A (en) | A kind of rodlike nuclear fuel element and preparation method thereof enhancing safety | |
| RU2170956C1 (en) | Nuclear reactor fuel element | |
| EP3935649A2 (en) | Self-healing liquid pellet-cladding gap heat transfer filler | |
| US3244599A (en) | Fuel element for nuclear reactor | |
| RU2125305C1 (en) | Nuclear reactor fuel element | |
| JPH11202072A (en) | Nuclear fuel particle for reactor, nuclear fuel pellet and element | |
| RU89904U1 (en) | Nuclear reactor fuel rod | |
| JPH09211163A (en) | Fuel pellet for nuclear fuel rod, fuel rod and nuclear fuel assembly | |
| USH689H (en) | Fuel pin | |
| US20200027586A1 (en) | Manufacture of Large Grain Powders with Granular Coatings | |
| JPS62168092A (en) | Burnable thermal neutron absorption element | |
| JP2823055B2 (en) | Combustible absorber coated nuclear fuel | |
| RU180840U1 (en) | Fuel element of dispersion type | |
| RU2124767C1 (en) | Nuclear reactor fuel element | |
| KR19990072604A (en) | Composite member and fuel assembly using the composite member |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| MM4A | The patent is invalid due to non-payment of fees |
Effective date: 20090430 |