RU2566294C2 - Кольцевое металлическое ядерное топливо с защитной оболочкой - Google Patents
Кольцевое металлическое ядерное топливо с защитной оболочкой Download PDFInfo
- Publication number
- RU2566294C2 RU2566294C2 RU2012134401/07A RU2012134401A RU2566294C2 RU 2566294 C2 RU2566294 C2 RU 2566294C2 RU 2012134401/07 A RU2012134401/07 A RU 2012134401/07A RU 2012134401 A RU2012134401 A RU 2012134401A RU 2566294 C2 RU2566294 C2 RU 2566294C2
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- fuel
- nuclear fuel
- metal
- metal alloy
- rod
- Prior art date
Links
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 title claims abstract description 39
- 230000001681 protective effect Effects 0.000 title claims abstract description 27
- 239000000446 fuel Substances 0.000 claims abstract description 123
- QCWXUUIWCKQGHC-UHFFFAOYSA-N Zirconium Chemical compound [Zr] QCWXUUIWCKQGHC-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 30
- 229910052726 zirconium Inorganic materials 0.000 claims abstract description 30
- 229910001092 metal group alloy Inorganic materials 0.000 claims abstract description 24
- 238000000034 method Methods 0.000 claims abstract description 22
- 229910052751 metal Inorganic materials 0.000 claims description 33
- 239000002184 metal Substances 0.000 claims description 33
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 claims description 18
- OKTJSMMVPCPJKN-UHFFFAOYSA-N Carbon Chemical compound [C] OKTJSMMVPCPJKN-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 15
- 238000005266 casting Methods 0.000 claims description 15
- 229910002804 graphite Inorganic materials 0.000 claims description 13
- 239000010439 graphite Substances 0.000 claims description 13
- 239000007789 gas Substances 0.000 claims description 11
- 229910052768 actinide Inorganic materials 0.000 claims description 10
- 229910000831 Steel Inorganic materials 0.000 claims description 9
- 150000001255 actinides Chemical class 0.000 claims description 9
- 239000010959 steel Substances 0.000 claims description 9
- 229910001264 Th alloy Inorganic materials 0.000 claims description 6
- 239000001307 helium Substances 0.000 claims description 6
- 229910052734 helium Inorganic materials 0.000 claims description 6
- SWQJXJOGLNCZEY-UHFFFAOYSA-N helium atom Chemical compound [He] SWQJXJOGLNCZEY-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 6
- 239000007788 liquid Substances 0.000 claims description 6
- 239000000203 mixture Substances 0.000 claims description 5
- NBWXXYPQEPQUSB-UHFFFAOYSA-N uranium zirconium Chemical compound [Zr].[Zr].[U] NBWXXYPQEPQUSB-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 5
- KTEXACXVPZFITO-UHFFFAOYSA-N molybdenum uranium Chemical compound [Mo].[U] KTEXACXVPZFITO-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 4
- NRTOMJZYCJJWKI-UHFFFAOYSA-N Titanium nitride Chemical compound [Ti]#N NRTOMJZYCJJWKI-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 3
- 239000002915 spent fuel radioactive waste Substances 0.000 claims description 3
- 230000001678 irradiating effect Effects 0.000 claims description 2
- 239000000126 substance Substances 0.000 abstract description 2
- 230000000694 effects Effects 0.000 abstract 1
- 238000009792 diffusion process Methods 0.000 description 13
- 229910045601 alloy Inorganic materials 0.000 description 11
- 239000000956 alloy Substances 0.000 description 11
- DGAQECJNVWCQMB-PUAWFVPOSA-M Ilexoside XXIX Chemical compound C[C@@H]1CC[C@@]2(CC[C@@]3(C(=CC[C@H]4[C@]3(CC[C@@H]5[C@@]4(CC[C@@H](C5(C)C)OS(=O)(=O)[O-])C)C)[C@@H]2[C@]1(C)O)C)C(=O)O[C@H]6[C@@H]([C@H]([C@@H]([C@H](O6)CO)O)O)O.[Na+] DGAQECJNVWCQMB-PUAWFVPOSA-M 0.000 description 9
- 229910052708 sodium Inorganic materials 0.000 description 9
- 239000011734 sodium Substances 0.000 description 9
- 238000001746 injection moulding Methods 0.000 description 8
- 230000004992 fission Effects 0.000 description 6
- 239000010453 quartz Substances 0.000 description 6
- VYPSYNLAJGMNEJ-UHFFFAOYSA-N silicon dioxide Inorganic materials O=[Si]=O VYPSYNLAJGMNEJ-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 6
- 230000004888 barrier function Effects 0.000 description 5
- 239000000463 material Substances 0.000 description 5
- ZSLUVFAKFWKJRC-IGMARMGPSA-N 232Th Chemical compound [232Th] ZSLUVFAKFWKJRC-IGMARMGPSA-N 0.000 description 4
- 229910052776 Thorium Inorganic materials 0.000 description 4
- 238000005516 engineering process Methods 0.000 description 4
- 229910000743 fusible alloy Inorganic materials 0.000 description 4
- 238000003860 storage Methods 0.000 description 4
- 229910052695 Americium Inorganic materials 0.000 description 3
- 238000005253 cladding Methods 0.000 description 3
- 230000005611 electricity Effects 0.000 description 3
- 239000011261 inert gas Substances 0.000 description 3
- 238000002844 melting Methods 0.000 description 3
- 230000008018 melting Effects 0.000 description 3
- 238000012958 reprocessing Methods 0.000 description 3
- 238000012546 transfer Methods 0.000 description 3
- XEEYBQQBJWHFJM-UHFFFAOYSA-N Iron Chemical compound [Fe] XEEYBQQBJWHFJM-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 229910052770 Uranium Inorganic materials 0.000 description 2
- MCMNRKCIXSYSNV-UHFFFAOYSA-N Zirconium dioxide Chemical compound O=[Zr]=O MCMNRKCIXSYSNV-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- LXQXZNRPTYVCNG-UHFFFAOYSA-N americium atom Chemical compound [Am] LXQXZNRPTYVCNG-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 230000008901 benefit Effects 0.000 description 2
- 239000000919 ceramic Substances 0.000 description 2
- 230000007774 longterm Effects 0.000 description 2
- VNWKTOKETHGBQD-UHFFFAOYSA-N methane Chemical compound C VNWKTOKETHGBQD-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 239000011148 porous material Substances 0.000 description 2
- 230000002285 radioactive effect Effects 0.000 description 2
- JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N uranium(0) Chemical compound [U] JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 239000002699 waste material Substances 0.000 description 2
- 239000002028 Biomass Substances 0.000 description 1
- 229910052778 Plutonium Inorganic materials 0.000 description 1
- 229910000711 U alloy Inorganic materials 0.000 description 1
- AVMSOXISNPVTNY-UHFFFAOYSA-N [Zr].[U].[Pu] Chemical compound [Zr].[U].[Pu] AVMSOXISNPVTNY-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 238000009825 accumulation Methods 0.000 description 1
- -1 americium actinide Chemical class 0.000 description 1
- 230000000712 assembly Effects 0.000 description 1
- 238000000429 assembly Methods 0.000 description 1
- 230000015572 biosynthetic process Effects 0.000 description 1
- 229910010293 ceramic material Inorganic materials 0.000 description 1
- 238000004140 cleaning Methods 0.000 description 1
- 239000003245 coal Substances 0.000 description 1
- 238000001816 cooling Methods 0.000 description 1
- 238000000354 decomposition reaction Methods 0.000 description 1
- 230000007423 decrease Effects 0.000 description 1
- 238000011161 development Methods 0.000 description 1
- 230000007717 exclusion Effects 0.000 description 1
- 239000005431 greenhouse gas Substances 0.000 description 1
- 238000010438 heat treatment Methods 0.000 description 1
- 238000002347 injection Methods 0.000 description 1
- 239000007924 injection Substances 0.000 description 1
- 229910052742 iron Inorganic materials 0.000 description 1
- 229910052747 lanthanoid Inorganic materials 0.000 description 1
- 150000002602 lanthanoids Chemical class 0.000 description 1
- 239000007791 liquid phase Substances 0.000 description 1
- 229910001338 liquidmetal Inorganic materials 0.000 description 1
- 230000007246 mechanism Effects 0.000 description 1
- 238000012986 modification Methods 0.000 description 1
- 230000004048 modification Effects 0.000 description 1
- 238000012544 monitoring process Methods 0.000 description 1
- 239000003345 natural gas Substances 0.000 description 1
- 239000002245 particle Substances 0.000 description 1
- OYEHPCDNVJXUIW-UHFFFAOYSA-N plutonium atom Chemical compound [Pu] OYEHPCDNVJXUIW-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 230000002028 premature Effects 0.000 description 1
- 238000012545 processing Methods 0.000 description 1
- 239000004449 solid propellant Substances 0.000 description 1
- 230000008961 swelling Effects 0.000 description 1
- 238000012360 testing method Methods 0.000 description 1
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
Images
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
- G21C3/02—Fuel elements
- G21C3/04—Constructional details
-
- B—PERFORMING OPERATIONS; TRANSPORTING
- B22—CASTING; POWDER METALLURGY
- B22D—CASTING OF METALS; CASTING OF OTHER SUBSTANCES BY THE SAME PROCESSES OR DEVICES
- B22D19/00—Casting in, on, or around objects which form part of the product
-
- B—PERFORMING OPERATIONS; TRANSPORTING
- B22—CASTING; POWDER METALLURGY
- B22D—CASTING OF METALS; CASTING OF OTHER SUBSTANCES BY THE SAME PROCESSES OR DEVICES
- B22D21/00—Casting non-ferrous metals or metallic compounds so far as their metallurgical properties are of importance for the casting procedure; Selection of compositions therefor
- B22D21/02—Casting exceedingly oxidisable non-ferrous metals, e.g. in inert atmosphere
- B22D21/022—Casting heavy metals, with exceedingly high melting points, i.e. more than 1600 degrees C, e.g. W 3380 degrees C, Ta 3000 degrees C, Mo 2620 degrees C, Zr 1860 degrees C, Cr 1765 degrees C, V 1715 degrees C
-
- B—PERFORMING OPERATIONS; TRANSPORTING
- B22—CASTING; POWDER METALLURGY
- B22D—CASTING OF METALS; CASTING OF OTHER SUBSTANCES BY THE SAME PROCESSES OR DEVICES
- B22D21/00—Casting non-ferrous metals or metallic compounds so far as their metallurgical properties are of importance for the casting procedure; Selection of compositions therefor
- B22D21/02—Casting exceedingly oxidisable non-ferrous metals, e.g. in inert atmosphere
- B22D21/025—Casting heavy metals with high melting point, i.e. 1000 - 1600 degrees C, e.g. Co 1490 degrees C, Ni 1450 degrees C, Mn 1240 degrees C, Cu 1083 degrees C
-
- B—PERFORMING OPERATIONS; TRANSPORTING
- B22—CASTING; POWDER METALLURGY
- B22D—CASTING OF METALS; CASTING OF OTHER SUBSTANCES BY THE SAME PROCESSES OR DEVICES
- B22D27/00—Treating the metal in the mould while it is molten or ductile ; Pressure or vacuum casting
- B22D27/003—Treating the metal in the mould while it is molten or ductile ; Pressure or vacuum casting by using inert gases
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C21/00—Apparatus or processes specially adapted to the manufacture of reactors or parts thereof
- G21C21/02—Manufacture of fuel elements or breeder elements contained in non-active casings
-
- 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
- G21C3/02—Fuel elements
- G21C3/04—Constructional details
- G21C3/06—Casings; Jackets
-
- 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
- G21C3/38—Fuel units consisting of a single fuel element in a supporting sleeve or in another supporting element
-
- 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
-
- 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)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Mechanical Engineering (AREA)
- Chemical & Material Sciences (AREA)
- Dispersion Chemistry (AREA)
- Manufacturing & Machinery (AREA)
- Manufacture And Refinement Of Metals (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
- Other Surface Treatments For Metallic Materials (AREA)
Abstract
Изобретение относится к ядерному топливу и тепловыделяющим элементам ядерного реактора. Металлический стержневой твэл включает кольцевое ядерное топливо из металлического сплава, циркониевую защитную оболочку, окружающую и находящуюся в контакте с ядерным топливом, оболочку, окружающую защитную оболочку, и газосборник в оболочке. Центральное отверстие обеспечивает эффективную плотность топлива 75% или менее при облучении. Также описаны система форм и способы изготовления кольцевого металлического ядерного топлива. Технический результат - повышение выгорания ядерного топлива. 4 н. и 25 з.п. ф-лы, 3 ил.
Description
Перекрестная ссылка на родственные заявки
Настоящее изобретение притязает на приоритет заявки US No 61/294,673, поданной 13 января 2010, содержание которой включено в описание ссылкой в полном объеме.
Область техники, к которой относится изобретение
Настоящее изобретение относится к ядерному топливу и, в частности, к металлическому ядерному топливу.
Известный уровень техники
Мировой спрос на электроэнергию, как ожидается, удвоится к 2030 году и возрастет в четыре раза к 2050 году. Увеличение мирового спроса на электроэнергию прогнозируется со стороны развитых стран и в еще большей степени со стороны развивающихся стран. Для удовлетворения этого быстрого роста спроса ядерная энергетика может быть реалистичным и экономически эффективным источником энергии.
Увеличение получения энергоресурсов из других источников, таких как получение энергии природного газа, может быть ограничено высокими и нестабильными ценами на газ, выбросами парниковых газов, а также озабоченностью по поводу долгосрочной зависимости от нестабильных источников питания. Между тем, виды альтернативной энергии (солнечной, ветра, биомассы, ГЭС и т.д.) могут быть полезны для удовлетворения некоторой доли возросшего спроса. Однако их масштаб недостаточен, и они не могут обеспечить достаточные дополнительные электрические мощности на большинстве рынков для удовлетворения значительной части нового спроса на электроэнергию.
Угольные электростанции могут обеспечить дополнительное производство, но сжигание больших количеств угля создает серьезные политические трудности с учетом негативного воздействия на окружающую среду.
Обычные атомные электростанции могут удовлетворить часть дополнительного спроса. Однако обычные атомные электростанции должны преодолеть ряд проблем. Могут потребоваться новые типы ядерного топлива.
Краткое изложение существа изобретения
Описание новой атомной электростанции содержится в заявке US No 12/696,851, поданной 29 января 2010, и заявке РСТ No PCT/US2010/035412, поданной 19 мая 2010; содержание которых полностью включено в описание ссылкой.
Описана система кольцевого металлического топлива с защитной оболочкой. Описан твэл из металлического топлива, который включает кольцевое ядерное топливо из металлического сплава. Защитная оболочка может окружать кольцевое ядерное топливо из металлического сплава, и оболочка может окружать защитную оболочку. Также может присутствовать газосборник тепловыделяющего элемента. Также описаны устройство форм и способы изготовления кольцевого металлического топлива с защитной оболочкой.
Дополнительные признаки, преимущества и осуществления изобретения изложены далее или являются очевидными при рассмотрении последующего подробного описания, чертежей и формулы изобретения. Кроме того, следует понимать, что представленное выше краткое изложение сущности изобретения и последующее детальное описание являются иллюстрационными и предназначены для представления дальнейших объяснений без ограничения объема притязаний изобретения.
Краткое описание чертежей
Прилагаемые чертежи, которые включены для обеспечения дальнейшего понимания изобретения, являются частью этого описания, иллюстрируют предпочтительные осуществления изобретения и вместе с подробным описанием служат для объяснения принципов изобретения. На чертежах:
фиг.1 представляет жидкий сплав, разлитый сифоном из тигля в графитовую форму, согласно одному из осуществлений;
фиг.2 представляет поперечное сечение примера топливного стержня с центральным отверстием и циркониевой оболочкой;
фиг.3 представляет пример укомплектованного топливного стержня с центральным отверстием и циркониевой защитной оболочкой, который затем помещен в оболочку.
Подробное описание некоторых осуществлений
Осуществления настоящего изобретения могут включать металлическое ядерное топливо с центральным отверстием с защитной оболочкой, устройство форм кольцевого металлического ядерного топлива с защитной оболочкой и способы изготовления кольцевого металлического ядерного топлива с защитной оболочкой.
В некоторых осуществлениях могут быть отдельно использованы несколько способов изготовления и/или индивидуальные способы для создания кольцевого металлического ядерного топлива с защитной оболочкой. Например, изготовление кольцевого металлического ядерного топлива может быть выполнено сифонной разливкой твердых топливных стержней в циркониевую или аналогичного типа трубку в графитовой форме.
Осуществления настоящего изобретения могут включать изготовление и облучение кольцевого металлического ядерного топлива с циркониевой защитной оболочкой, которая плотно прилегает к оболочке, которая может быть стальной с диффузионным слоем гелия. Такое сочетание может придать ряд важных свойств, которые не обеспечивает каждый признак, используемый по отдельности.
Процесс изготовления
На фиг.1 представлено устройство форм 101 для сифонной разливки в соответствии с одним из осуществлений. Ниже приводятся преимущественные характеристики сифонной разливки по сравнению с традиционной технологией изготовления металлического топлива литьем под давлением.
a. Графитовые формы являются многоразовыми, что исключает отходы, получаемые из частиц топлива, приставших к кварцевой форме при литье под давлением.
b. Состав сплава не ограничен, как с литьем под давлением, где размягчение кварцевой формы во время литья ограничивает максимальную температуру плавления сплава, который может быть разлит.
c. Могут быть отлиты стержни с центральным отверстием, в то время как кольцевая геометрия не используется при литье под давлением.
d. Включение защитной оболочки осуществимо сифонной разливкой.
e. Возможно устранение потерь летучих элементов при литье под давлением с использованием избыточного давления инертного газа.
f. Сифонное литье является пригодным для удаленного контроля.
Металлическое топливо 103 может быть расплавлено в графитовом или аналогичного типа тигле с небольшим избыточным давлением инертного газа, чтобы минимизировать потери летучих компонентов. Металлическим сплавом может быть уран-цирконий, уран-молибден, с добавления или без плутония и других трансурановых элементов.
Аналогичным образом могут быть изготовлены сплавы на основе тория. Осуществления настоящего изобретения могут быть приспособлены к металлическому топливу из ториевого сплава. Интерес к использованию топлива из ториевого сплава имеется, в частности, в таких странах, как Индия, которые не имеют собственных запасов урана. Результаты первых исследований в США показали, что топливо на основе металлического тория при облучении проявляет связанную пористость и газовыделение, аналогично традиционным видам топлива на основе сплава урана. Таким образом, осуществления настоящего изобретения, могут использовать сплавы на основе тория в твэлах и/или технологии изготовления для улучшения характеристик топлива на основе тория.
Жесткие допуски не являются необходимыми для металлического топлива из-за низкой насыпной плотности и пластических свойств топлива под облучением. Состав сплава не так ограничен, как в случае литья под давлением, где ограничением является размягчение кварцевой формы. Жидкий сплав металлического топлива 103 может быть разлит из тигля в графитовую форму или блок 105, как показано на фиг. 1. Графитовая форма 105 может включать одно или несколько цилиндрических отверстий 107, футерованных циркониевыми трубками 109. Трубки 109 могут быть жаропрочными металлическими трубками, отличными от циркония. Вблизи центра каждой трубки 109 может находиться стальной стержень или прочный резьбовой графитовый стержень 111. Стальной стержень или прочный резьбовой графитовый стержень 111 могут быть покрыты тонким слоем керамики, например нитридом титана. Могут быть использованы другие керамические материалы. Стальной стержень или прочный резьбовой графитовый стержень 111 может быть ввинчен 113 в графитовую форму 105. После отливки металлического топлива 103 в графитовую форму 105 удаляемый из графитовой формы 105 продукт может быть кольцевым твэлом с центральным отверстием и циркониевой защитной оболочкой.
Технология изготовления в осуществлениях настоящего изобретения может давать значительно меньшее количество отходов по сравнению с известным способом литья под давлением, в котором топливо часто остается в кварцевых формах. Кроме того, количество остатков в нижней части тигля при сифонной разливке может быть сведено к минимуму по сравнению с тем, что наблюдается при литье под давлением.
Альтернативой литью в форму с циркониевой трубкой в форме является размещение тонкой циркониевой трубки или трубки из жаропрочного сплава в оболочку с достаточно плотной посадкой, а затем введение по месту кольцевого стержня твэла в оболочку с циркониевой трубкой. Потенциальное преимущество этого способа в том, что циркониевая трубка может быть непрерывной по большой длине сердечника в том случае, если длина отливки топливного стержня ограничена. Топливные стержни могут быть уложены друг на друга без разрыва защитной оболочки. Диффузионный слой газообразного гелия также может быть использован для создания соответствующей теплопередачи на ранних стадиях облучения.
На фиг.2 представлено поперечное сечение кольцевой топливный стержень/элемент 201 с центральным отверстием 203 и циркониевой оболочкой 205, согласно одному осуществлению. Стальная или выполненная из другого подобного материала оболочка 207 может окружать циркониевую защитную оболочку 205 и кольцевой топливный стержень 201. Циркониевая защитная оболочка 205 может быть использована для обеспечения барьера между кольцевым топливным стержнем 201 и оболочкой 207 для некоторых реакторов с очень длительным временем пребывания. Размеры кольцевого топливного стержня 201 и их элементов могут меняться под конкретные цели.
Включение циркониевой защитной оболочки 205 в топливный стержень 201 может обеспечить способ защиты стальной оболочки 207 от химического воздействия в течение чрезвычайно длительного облучения топлива быстрых реакторов. Во время облучения элементы металлического топлива 103 диффузионно обмениваются с элементами материалов оболочки 207 так, что полезная толщина оболочки 207 уменьшается, что впоследствии может привести к разрыву оболочки. Циркониевые защитные оболочки 205 могут замедлить этот обмен элементов диффузией. Другие виды материалов защитной оболочки не могут обеспечить эту защиту.
Еще один проблемный вопрос состоит в том, что могут образовываться легкоплавкие сплавы на границе топлива 103 и оболочки 207 в результате одного из двух явлений. Во-первых, железо в оболочке 207 может давать сплавы с элементами топлива, например ураном, и образовывать низкоплавкую композицию. Во-вторых, лантаниды продуктов деления могут мигрировать к границе раздела фаз оболочки и топлива и образовывать низкоплавкий сплав. Низкоплавкий сплав рядом с оболочкой 207 вероятнее всего может привести к преждевременному разрыву. В любом случае циркониевая защитная оболочка 205 может предотвратить формирование низкоплавких сплавов. Другие виды материалов защитной оболочки не могут обеспечить эту защиту.
Фиг.3 представляет систему кольцевого металлического топлива 301 в соответствии с одним из осуществлений. Кольцевой топливный стержень 201 с циркониевой защитной оболочкой 205 могут быть помещены в оболочку 207. Допуски по кольцевому топливному стержню 201 могут быть такими, что посадка в оболочке 207 не оставляет зазора. Газосборник тепловыделяющего элемента 303 в оболочке 207 может быть заполнен гелием 305 для обеспечения соответствующей теплопередачи. Крышка 307 и/или нижняя заглушка 309 также могут быть включены в систему кольцевого металлического топлива в защитной оболочке 301.
Цель процесса изготовления
Традиционное металлическое топливо может обеспечить высокое выгорание, потому что зазор между топливом и оболочкой может позволить топливу беспрепятственно набухать в связи с накоплением газообразных продуктов деления до объединения пузырьков газообразных продуктов деления и газообразные продукты деления выделяются в газосборник над топливом. Зазор между топливом и оболочкой в традиционном металлическом топливе может привести к эффективной плотности 75% или менее. Таким образом, объединение газовых пор может произойти до достижения металлическим топливом оболочки.
Вместо зазора между топливом и оболочкой, как в традиционных видах металлического топлива, эффективная плотность металлического топлива 75% или менее, может быть достигнута за счет наличия центрального отверстия в топливном стержне. Таким образом, топливо, по меньшей мере, частично набухает внутрь, а не наружу, с получением сообщающихся пор. В традиционном металлическом топливе может происходить значительное осевое расширение металлического топлива до контакта с оболочкой. В осуществлениях настоящего изобретения кольцевой топливный стержень может находиться в контакте с защитной оболочкой и оболочкой в начале срока службы и тем самым осевое расширение может быть значительно меньше, чем у традиционного металлического топлива.
При облучении уран-цирконий и уран-плутоний-циркониевых твэлов традиционного металлического топлива цирконий может проявлять тенденцию к диффузии к поверхности топливного стержня и образовывать защитный барьер между топливом и оболочкой. Слой циркония, образованный по этому диффузионному механизму, не всегда единообразный, и, таким образом, защита между топливом и оболочкой может быть прерывистой. В предшествующих системах металлическое топливо подают литьем под давлением в циркониевые трубки для исключения кварцевых форм. Это основано на представлениях известного уровня техники, из которых следует, что циркониевые трубки обеспечат защитный барьер между топливом и оболочкой. В традиционных системах топливный стержень вместе с циркониевой трубкой помещают в оболочку с натриевым диффузионным слоем и облучают. Зазор между топливным стержнем и оболочкой является большим для 75% эффективной плотности топлива. При разбухании топлива циркониевая трубка может растрескаться. Таким образом, трубка не функционирует эффективно в качестве защитного барьера.
В осуществлениях настоящего изобретения кольцевой топливный стержень с циркониевой защитной оболочки может быть посажен с натягом в трубку оболочки. Таким образом, при разбухании кольцевых топливных стержней они могут незначительно двигаться наружу, поскольку могут расширяться в сторону центра. Следовательно, вероятность разрыва циркониевых трубок невысокая и они могут оставаться неповрежденными и служить в качестве защитного барьера.
Кроме того, поскольку зазор между кольцевым топливным стержнем и оболочкой небольшой, может отсутствовать необходимость в диффузионном слое жидкого натрия. Газообразный гелий может быть использован в качестве предпочтительного теплоносителя, но могут быть использованы и другие материалы. В традиционном металлическом топливе диффузионный слой натрия после низкого выгорания может быть вытеснен в газоприемник. С гелиевым диффузионным слоем заполнение натрием трубок оболочки и контроль диффузионного слоя могут быть исключены. Без натриевого диффузионного слоя длина твэл'а может быть существенно уменьшена. Более короткий стержневый твэл может привести к более короткой сборке и, следовательно, к меньшему корпусу реактора, при существенной экономии затрат.
Металлическое топливо с натриевым диффузионным слоем обычно должно быть нагрето сверху вниз для расплавления натриевого диффузионного слоя, до того как твэлы могут быть введены в натриевый резервуар реактора. Для этого может потребоваться специальное устройство загрузки топлива. Кроме того, в некоторых реакторах вся активная зона может быть загружена в виде нескольких кассет. Нагревание этих кассет сверху вниз может потребовать большого и специального оборудования. Осуществления изобретения направлены на устранение этих проблем. Кроме того, исключение натриевого диффузионного слоя открывает возможность транспортировки и хранения топливных сборок, после очистки, с водяным охлаждением.
Осуществления настоящего изобретения также могут включать системы и способы генерации энергии с помощью кольцевого металлического топлива с защитной оболочкой. Кольцевое металлическое топливо с защитной оболочкой может быть облучено для получения энергии.
В осуществлениях настоящего изобретения потери летучих компонентов, таких как америций, не представляют собой проблему, потому что небольшое избыточное давление при плавлении сплава может устранить потери.
Радиоактивные элементы в отработавшем ядерном топливе являются продуктами деления, некоторые из которых - это элементы с относительно короткими периодами полураспада и легкие актиниды с очень большими периодами полураспада. Таким образом, легкие актиниды определяют длительность, в течение которой хранилище должно быть надежным при испытаниях из-за остаточной радиоактивности. Кроме того, легкие актиниды ограничивают емкость хранилища за счет тепла распада легких актинидов. Высокотемпературная переработка ядерного топлива, как керамического, так и металлического, удаляет легкие актиниды из отработавшего топлива, и легкие актиниды затем используют для сплавления с новым металлическим топливом. Металлическое топливо является идеальным хранилищем для легких актинидов.
Традиционный метод изготовления металлического топлива представляет собой литье под давлением, которое зависит от вакуумирования системы до высокотемпературного введения жидкого сплава в кварцевые формы. Легкий актинид америций является очень летучим, и, следовательно, его трудно удержать в жидкой фазе в процессе вакуумирования. Способ сифонной разливки, описанный в изобретении, не требует вакуумирования, и фактически избыточное давление инертного газа может быть использовано для устранения существенной потери америция в процессе отливки.
Настоящее изобретение может обеспечить простоту дистанционного изготовления в горячей камере при переработке высокорадиоактивного топлива. Технология изготовления хорошо подходит для дистанционного изготовления переработанного топлива. В конце концов, большинство, если не все ядерные реакторы будут работать на переработанном топливе. Переработанное топливо быстрых реакторов должны быть переработано и изготовлено дистанционно, например в горячей камере. Технология изготовления топлива должна использовать компактное и ремонтопригодное в горячей камере оборудование. Способ сифонной разливки для изготовления металлического топлива является идеальным в этом отношении для дистанционного использования.
В некоторых осуществлениях топливо может быть традиционным металлическим топливом после первого облучения, и, следовательно, может быть применима большая база данных для традиционного топлива. Например, при облучении кольцевого металлического топлива топливо распухает в отверстие. Когда диаметр кольца доходит до такого значения, что насыпная плотность топлива, при которой кольцо закрывается из-за распухания топлива, составляет 75% или менее, то возникает сообщающаяся пористость и происходит выделение газообразных продуктов деления. Кроме того, микроструктура топлива является той же, что и структура традиционного металлического топлива.
Важно, чтобы сообщающаяся пористость и микроструктура традиционного металлического топлива наблюдалась в кольцевом топливе, потому что тогда может быть установлена взаимосвязь с обширной базой данных для традиционного металлического топлива. Таким образом, обширных и дорогостоящих программ развития можно избежать при лицензировании кольцевого топлива.
Хотя вышеизложенное описание направлено на предпочтительные осуществления изобретения, следует отметить, что другие осуществления и модификации будут очевидными специалистам в данной области техники и могут быть выполнены, не превышая объема притязаний изобретения. Кроме того, признаки, описанные в связи с одним из осуществлений изобретения, могут быть использованы в сочетании с другими осуществлениями, даже если это прямо не указано ранее.
Claims (29)
1. Система металлического стержневого твэла для ядерного реактора, которая включает:
кольцевое ядерное топливо из металлического сплава, причем центральное отверстие обеспечивает эффективную плотность топлива 75% или менее при облучении;
циркониевую защитную оболочку, окружающую и находящуюся в контакте с ядерным топливом из металлического сплава;
оболочку, окружающую защитную оболочку, и
газосборник в оболочке.
кольцевое ядерное топливо из металлического сплава, причем центральное отверстие обеспечивает эффективную плотность топлива 75% или менее при облучении;
циркониевую защитную оболочку, окружающую и находящуюся в контакте с ядерным топливом из металлического сплава;
оболочку, окружающую защитную оболочку, и
газосборник в оболочке.
2. Система по п. 1, в которой ядерное топливо из металлического сплава содержит уран-цирконий.
3. Система по п. 1, в которой ядерное топливо из металлического сплава содержит уран-молибден.
4. Система по п. 1, в которой ядерное топливо из металлического сплава содержит трансурановые элементы.
5. Система по п. 1, в которой ядерное топливо из металлического сплава содержит сплавы тория.
6. Система по п. 1, в которой газосборник наполнен гелием.
7. Система по п. 1, в которой оболочка выполнена из стали.
8. Система по п. 1, в которой ядерное топливо из металлического сплава при облучении выступает в роли традиционного металлического топлива.
9. Система форм металлического топлива, включающая:
блок форм;
центральный стержень с резьбой;
кольцевое отверстие для приема ядерного топлива из металлического сплава, причем центральное отверстие обеспечивает эффективную плотность топлива 75% или менее при облучении кольцевого металлического топлива с защитной оболочкой; и
циркониевую защитную оболочку, ограничивающую внутренний диаметр кольцевого отверстия для непосредственного контактирования с ядерным топливом из металлического сплава после создания жидким топливом из металлического сплава кольцевого металлического топлива с защитной оболочкой.
блок форм;
центральный стержень с резьбой;
кольцевое отверстие для приема ядерного топлива из металлического сплава, причем центральное отверстие обеспечивает эффективную плотность топлива 75% или менее при облучении кольцевого металлического топлива с защитной оболочкой; и
циркониевую защитную оболочку, ограничивающую внутренний диаметр кольцевого отверстия для непосредственного контактирования с ядерным топливом из металлического сплава после создания жидким топливом из металлического сплава кольцевого металлического топлива с защитной оболочкой.
10. Система по п. 9, в которой блок форм содержит графит.
11. Система по п. 9, в которой центральный стержень с резьбой содержит стальной стержень с покрытием из нитрида титана или прочный резьбовой графитовый стержень.
12. Система по п. 9, в которой ядерное топливо из металлического сплава содержит уран-цирконий.
13. Система по п. 9, в которой ядерное топливо из металлического сплава содержит уран-молибден.
14. Система по п. 9, в которой ядерное топливо из металлического сплава дополнительно содержит трансурановые элементы.
15. Система по п. 9, в которой ядерное топливо из металлического сплава содержит сплавы тория.
16. Система по п. 9, которая адаптирована к сифонной разливке.
17. Способ изготовления кольцевого металлического ядерного топлива с защитной оболочкой, включающий: сифонную разливку жидкого ядерного топлива из металлического сплава в форму, при этом форма включает набор отверстий в форме, стержень приблизительно в центре каждого из отверстий и циркониевую оболочку в каждом из одного или более отверстий;
создание из жидкого ядерного топлива из металлического сплава кольцевого металлического топлива с защитной оболочкой;
извлечение кольцевого металлического топлива с защитной оболочкой, и
размещение кольцевого металлического топлива с защитной оболочкой в оболочке с газосборником.
создание из жидкого ядерного топлива из металлического сплава кольцевого металлического топлива с защитной оболочкой;
извлечение кольцевого металлического топлива с защитной оболочкой, и
размещение кольцевого металлического топлива с защитной оболочкой в оболочке с газосборником.
18. Способ по п. 17, в котором одну или несколько трубок помещают в оболочку до сифонной разливки.
19. Способ по п. 17, в котором стержень представляет собой стальной стержень с покрытием из нитрида титана или прочный резьбовой стержень из графита.
20. Способ по п. 17, в котором ядерное топливо из металлического сплава содержит уран-цирконий.
21. Способ по п. 17, в котором ядерное топливо из металлического сплава содержит уран-молибден.
22. Способ по п. 17, в котором ядерное топливо из металлического сплава содержит трансурановые элементы.
23. Способ по п. 17, в котором ядерное топливо из металлического сплава содержит сплавы тория.
24. Способ по п. 17, дополнительно включающий дистанционное изготовление переработанного топлива.
25. Способ применения кольцевого металлического топливного стержня, включающий:
создание кольцевого металлического топливного стержня сифонной разливкой; первоначальное облучение кольцевого металлического топливного стержня, в котором состав кольцевого металлического топливного стержня по существу аналогичен составу традиционного металлического топлива после первого облучения.
создание кольцевого металлического топливного стержня сифонной разливкой; первоначальное облучение кольцевого металлического топливного стержня, в котором состав кольцевого металлического топливного стержня по существу аналогичен составу традиционного металлического топлива после первого облучения.
26. Способ по п. 25, дополнительно включающий дистанционное изготовление переработанного топлива.
27. Способ по п. 25, дополнительно включающий извлечение легких актинидов из отработавшего топлива и сплавление легких актинидов с новым металлическим топливом.
28. Способ по п. 25, дополнительно включающий создание циркониевой защитной оболочки, окружающей кольцевой металлический топливный стержень.
29. Способ по п. 25, в котором кольцевой металлический топливный стержень включает сплавы тория.
Applications Claiming Priority (3)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| US29467310P | 2010-01-13 | 2010-01-13 | |
| US61/294,673 | 2010-01-13 | ||
| PCT/US2011/020981 WO2011088116A1 (en) | 2010-01-13 | 2011-01-12 | Sheathed, annular metal nuclear fuel |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2012134401A RU2012134401A (ru) | 2014-02-20 |
| RU2566294C2 true RU2566294C2 (ru) | 2015-10-20 |
Family
ID=44304622
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2012134401/07A RU2566294C2 (ru) | 2010-01-13 | 2011-01-12 | Кольцевое металлическое ядерное топливо с защитной оболочкой |
Country Status (5)
| Country | Link |
|---|---|
| US (2) | US9008259B2 (ru) |
| JP (2) | JP2013517479A (ru) |
| KR (1) | KR101680727B1 (ru) |
| RU (1) | RU2566294C2 (ru) |
| WO (1) | WO2011088116A1 (ru) |
Families Citing this family (17)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2566294C2 (ru) | 2010-01-13 | 2015-10-20 | Эдвансд Риэктор Консептс Ллк | Кольцевое металлическое ядерное топливо с защитной оболочкой |
| WO2011142869A2 (en) | 2010-02-22 | 2011-11-17 | Advanced Reactor Concepts LLC | Small, fast neutron spectrum nuclear power plant with a long refueling interval |
| US9466398B2 (en) * | 2010-09-27 | 2016-10-11 | Purdue Research Foundation | Ceramic-ceramic composites and process therefor, nuclear fuels formed thereby, and nuclear reactor systems and processes operated therewith |
| KR101987695B1 (ko) * | 2012-10-22 | 2019-06-11 | 엘지전자 주식회사 | 2차 응축기가 설치된 증발기를 구비한 의류건조기 |
| US10128003B2 (en) | 2012-12-28 | 2018-11-13 | Terrapower, Llc | Fuel assembly |
| US20140185733A1 (en) * | 2012-12-28 | 2014-07-03 | Gary Povirk | Nuclear fuel element |
| US10157687B2 (en) | 2012-12-28 | 2018-12-18 | Terrapower, Llc | Iron-based composition for fuel element |
| US9303295B2 (en) | 2012-12-28 | 2016-04-05 | Terrapower, Llc | Iron-based composition for fuel element |
| CN103106929B (zh) * | 2013-02-04 | 2016-03-02 | 中国核动力研究设计院 | 超临界水堆的改进型环形燃料元件及其构成的燃料组件 |
| JP6850128B2 (ja) * | 2014-04-14 | 2021-03-31 | アドバンスト・リアクター・コンセプツ・エルエルシー | 合金のマトリックス中に分散したセラミック核燃料 |
| KR101613966B1 (ko) | 2014-12-29 | 2016-04-20 | 엘지전자 주식회사 | 의류처리장치 |
| WO2016122963A1 (en) * | 2015-01-28 | 2016-08-04 | Advanced Reactor Concepts LLC | Fabrication of metallic nuclear fuel |
| CN106531262A (zh) * | 2016-12-26 | 2017-03-22 | 中核北方核燃料元件有限公司 | 一种环形燃料元件的组装方法 |
| EP3729463A1 (en) * | 2017-12-22 | 2020-10-28 | TerraPower LLC | Annular metal nuclear fuel and methods of manufacturing the same |
| KR102247627B1 (ko) * | 2019-10-18 | 2021-05-03 | 한국원자력연구원 | 핵연료 제조공정에 사용되는 주형 및 주형 장착용 플랜지 |
| KR102425506B1 (ko) * | 2020-04-28 | 2022-07-26 | 한국원자력연구원 | 연료심 인출장치 |
| KR102432844B1 (ko) * | 2020-08-04 | 2022-08-16 | 한국원자력연구원 | 핵연료 및 그 제조 방법 |
Citations (8)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US1624704A (en) * | 1926-03-15 | 1927-04-12 | Lamore Tile Machine Company | Pneumatic core for block machines |
| US3098024A (en) * | 1959-01-27 | 1963-07-16 | Engelhard Ind Inc | Composite fuel elements for nuclear reactors |
| USH689H (en) * | 1987-11-24 | 1989-10-03 | The United States of America as reprsented by the United States Department of Energy | Fuel pin |
| SU1764783A1 (ru) * | 1986-12-08 | 1992-09-30 | Центральный научно-исследовательский дизельный институт | Способ лить чугунных полых заготовок |
| US5257659A (en) * | 1990-10-11 | 1993-11-02 | Mannesmann Aktiengesellschaft | Continuous casting mold |
| US5517541A (en) * | 1993-07-14 | 1996-05-14 | General Electric Company | Inner liners for fuel cladding having zirconium barriers layers |
| US6113982A (en) * | 1990-06-25 | 2000-09-05 | Lanxide Technology Company, Lp | Composite bodies and methods for making same |
| US6298108B1 (en) * | 1999-07-21 | 2001-10-02 | Yousef M. Farawila | Nuclear fuel rod with upward-shifted pellet stack and a device to realize same |
Family Cites Families (113)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US400617A (en) | 1889-04-02 | whiddon | ||
| US1565771A (en) * | 1925-12-15 | Strong | ||
| US2894889A (en) * | 1949-07-19 | 1959-07-14 | Jr Samuel H Paine | Jacketed uranium slugs and method |
| US3197375A (en) * | 1958-10-28 | 1965-07-27 | Dow Chemical Co | Nuclear power reactor |
| US2983663A (en) * | 1959-02-10 | 1961-05-09 | Charles H Bassett | Fuel element for nuclear reactors |
| US2992179A (en) * | 1959-03-17 | 1961-07-11 | Charles H Bassett | Fuel element for nuclear reactors |
| NL128420C (ru) | 1960-03-07 | 1900-01-01 | ||
| DE1464128A1 (de) * | 1961-06-27 | 1969-03-27 | Westinghouse Electric Corp | Langgestreckte Bauelemente und Verfahren zu ihrer Herstellung |
| US3178354A (en) * | 1961-07-25 | 1965-04-13 | Jackson & Moreland Inc | Steam cooled nuclear reactor system with improved fuel element assembly |
| US3180632A (en) * | 1961-10-02 | 1965-04-27 | North American Aviation Inc | Coated crucible and crucible and mold coating method |
| BE639122A (ru) * | 1962-10-26 | |||
| NL301862A (ru) | 1962-12-26 | 1900-01-01 | ||
| DE1199748B (de) | 1963-05-15 | 1965-09-02 | Kernforschung Mit Beschraenkte | Verfahren zum Aufarbeiten von bestrahlten Kernbrennstoffen |
| US3328133A (en) | 1964-02-10 | 1967-06-27 | Japan Atomic Energy Res Inst | Method for direct recovery of plutonium from irradiated nuclear fuel |
| GB1051954A (ru) | 1964-04-08 | |||
| FR1437073A (fr) * | 1964-06-11 | 1966-07-22 | Atomic Energy Board | élément de combustion pour réacteur nucléaire et ses applications |
| US3413383A (en) | 1964-10-28 | 1968-11-26 | Hitachi Ltd | Vibratory compaction method for the fabrication of ceramic nuclear fuel elements |
| US3215608A (en) * | 1965-02-19 | 1965-11-02 | Ralph W Guenther | Nuclear reactor core clamping system |
| US4147590A (en) * | 1965-09-01 | 1979-04-03 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Nuclear propulsion apparatus with alternate reactor segments |
| GB1198051A (en) | 1966-06-21 | 1970-07-08 | Atomic Energy Authority Uk | Improvements in or relating to Ceramic Nuclear Fuel Materials |
| US3506235A (en) * | 1967-09-12 | 1970-04-14 | Atomic Energy Commission | Fuel casting apparatus with collapsible core |
| GB1246275A (en) * | 1967-12-20 | 1971-09-15 | Atomic Energy Authority Uk | Improvements in or relating to nuclear reactor fuel elements |
| DE1926827A1 (de) | 1969-05-27 | 1970-12-03 | Kernforschungsanlage Juelich | Verfahren zum Aufarbeiten von Brenn- und/oder Brutelementen fuer Kernreaktoren |
| BE754855A (fr) * | 1969-08-14 | 1971-02-15 | Westinghouse Electric Corp | Element combustible a pression interne |
| US3682774A (en) * | 1969-09-26 | 1972-08-08 | North American Rockwell | Core clamping system for a nuclear reactor |
| US3660075A (en) * | 1969-10-16 | 1972-05-02 | Atomic Energy Commission | CRUCIBLE COATING FOR PREPARATION OF U AND P ALLOYS CONTAINING Zr OR Hf |
| US3708393A (en) * | 1970-12-01 | 1973-01-02 | Atomic Energy Commission | Radial restraint mechanism for reactor core |
| US3778348A (en) * | 1971-02-12 | 1973-12-11 | Atomic Energy Commission | Nuclear fuel element with axially aligned fuel pellets and fuel microspheres therein |
| US3683975A (en) | 1971-02-12 | 1972-08-15 | Atomic Energy Commission | Method of vibratory loading nuclear fuel elements |
| US3823067A (en) * | 1971-08-02 | 1974-07-09 | United Nuclear Corp | Shaped nuclear fissionable bodies |
| JPS549279B2 (ru) * | 1972-07-12 | 1979-04-23 | ||
| SE383223B (sv) | 1973-02-02 | 1976-03-01 | Atomenergi Ab | Kernbrensleelement for kraftreaktorer. |
| JPS5014318A (ru) | 1973-06-06 | 1975-02-14 | ||
| US3969186A (en) * | 1974-02-11 | 1976-07-13 | General Electric Company | Nuclear fuel element |
| US3925151A (en) * | 1974-02-11 | 1975-12-09 | Gen Electric | Nuclear fuel element |
| US4050638A (en) * | 1974-04-24 | 1977-09-27 | Ngk Insulators, Ltd. | Radioactive matter containing waste gas treating installation |
| JPS50152097U (ru) * | 1974-06-04 | 1975-12-17 | ||
| US4000617A (en) * | 1975-01-27 | 1977-01-04 | General Atomic Company | Closed cycle gas turbine system |
| US4057465A (en) * | 1975-08-08 | 1977-11-08 | Westinghouse Electric Corporation | Nuclear reactor auxiliary heat removal system |
| JPS5847039B2 (ja) | 1977-04-01 | 1983-10-20 | 石川島播磨重工業株式会社 | 核燃料の処理方法及び核方法に用いる処理装置 |
| US4131511A (en) * | 1977-02-04 | 1978-12-26 | Combustion Engineering, Inc. | Nuclear fuel element |
| JPS53134189A (en) * | 1977-04-27 | 1978-11-22 | Toshiba Corp | Nuclear fuel element |
| US4473410A (en) * | 1977-08-01 | 1984-09-25 | General Electric Company | Nuclear fuel element having a composite coating |
| US4257846A (en) * | 1978-01-19 | 1981-03-24 | Westinghouse Electric Corp. | Bi-brayton power generation with a gas-cooled nuclear reactor |
| US4292127A (en) | 1978-04-14 | 1981-09-29 | United Kingdom Atomic Energy Authority | Nuclear fuel pins |
| US4229942A (en) * | 1978-06-06 | 1980-10-28 | Kms Fusion, Inc. | Radiolytic dissociative gas power conversion cycles |
| USRE31697E (en) * | 1978-06-06 | 1984-10-09 | Kms Fusion, Inc. | Radiolytic dissociative gas power conversion cycles |
| US4257847A (en) * | 1978-10-06 | 1981-03-24 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Nuclear breeder reactor fuel element with axial tandem stacking and getter |
| JPS55101894A (en) * | 1979-01-31 | 1980-08-04 | Tokyo Shibaura Electric Co | Fuel assembly |
| JPS5987696U (ja) * | 1982-12-06 | 1984-06-13 | 株式会社東芝 | 核燃料棒 |
| SE436078B (sv) * | 1983-03-30 | 1984-11-05 | Asea Atom Ab | Brenslestav for kernreaktor brenslestav for kernreaktor |
| US4853177A (en) * | 1983-05-06 | 1989-08-01 | The Babcock & Wilcox Company | Void plug for annular fuel pellets |
| JPS59185692U (ja) * | 1983-05-30 | 1984-12-10 | 株式会社東芝 | 核燃料要素 |
| US4526741A (en) * | 1983-06-10 | 1985-07-02 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Fuel assembly for the production of tritium in light water reactors |
| US4624828A (en) | 1983-12-29 | 1986-11-25 | Battelle Memorial Institute | Metal-actinide nitride nuclear fuel |
| JPS60181694A (ja) | 1984-02-28 | 1985-09-17 | 株式会社日立製作所 | 燃料要素の製造方法およびその装置 |
| US4717534A (en) | 1985-02-19 | 1988-01-05 | Westinghouse Electric Corp. | Nuclear fuel cladding containing a burnable absorber |
| US4687629A (en) * | 1986-01-27 | 1987-08-18 | Westinghouse Electric Corp. | Fuel rod with annular nuclear fuel pellets having same U-235 enrichment and different annulus sizes for graduated enrichment loading |
| GB8707614D0 (en) * | 1987-03-31 | 1987-05-07 | Nat Nuclear Corp Ltd | Reactivity control in nuclear reactors |
| US4778648A (en) * | 1987-04-24 | 1988-10-18 | Westinghouse Electric Corp. | Zirconium cladded pressurized water reactor nuclear fuel element |
| US4759911A (en) * | 1987-04-27 | 1988-07-26 | The Babcock & Wilcox Company | Gas cooled nuclear fuel element |
| US4814046A (en) | 1988-07-12 | 1989-03-21 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Process to separate transuranic elements from nuclear waste |
| JPH02184792A (ja) | 1989-01-11 | 1990-07-19 | Hitachi Ltd | 原子炉の炉心 |
| US5044911A (en) * | 1989-04-06 | 1991-09-03 | United States Department Of Energy | Apparatus for injection casting metallic nuclear energy fuel rods |
| US4971753A (en) * | 1989-06-23 | 1990-11-20 | General Electric Company | Nuclear fuel element, and method of forming same |
| US4997596A (en) | 1989-09-18 | 1991-03-05 | General Electric Company | Fissionable nuclear fuel composition |
| US5112534A (en) | 1990-03-05 | 1992-05-12 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Yttrium and rare earth stabilized fast reactor metal fuel |
| FR2665290B1 (fr) * | 1990-07-24 | 1994-06-10 | Toshiba Kk | Reacteur rapide. |
| DE69119156T2 (de) | 1990-08-03 | 1997-01-09 | Toshiba Kawasaki Kk | Die Transmutation transuranischer Elemente ermöglichender Reaktorkern, die Transmutation transuranischer Elemente ermöglichender Brennstab und die Transmutation transuranischer Elemente ermöglichendes Brennstabbündel |
| US5219519A (en) | 1992-02-21 | 1993-06-15 | General Electric Company | Increased fuel column height for boiling water reactor fuel rods |
| US5317611A (en) * | 1992-05-05 | 1994-05-31 | Westinghouse Electric Corp. | Stackable truncated conical shell fuel element and an assembly thereof for a nuclear thermal engine |
| US5377246A (en) * | 1992-10-28 | 1994-12-27 | General Electric Company | Elliptical metal fuel/cladding barrier and related method for improving heat transfer |
| JPH06194477A (ja) | 1992-12-24 | 1994-07-15 | Hitachi Ltd | 核燃料棒 |
| US5437747A (en) | 1993-04-23 | 1995-08-01 | General Electric Company | Method of fabricating zircalloy tubing having high resistance to crack propagation |
| US5519748A (en) * | 1993-04-23 | 1996-05-21 | General Electric Company | Zircaloy tubing having high resistance to crack propagation |
| JPH06324169A (ja) * | 1993-05-14 | 1994-11-25 | Central Res Inst Of Electric Power Ind | 高速増殖炉用金属燃料被覆管 |
| JP2668646B2 (ja) | 1993-11-17 | 1997-10-27 | 動力炉・核燃料開発事業団 | 高速炉炉心 |
| US5419886A (en) | 1994-03-08 | 1995-05-30 | Rockwell International Corporation | Method for generation of finely divided reactive plutonium oxide powder |
| JPH07294676A (ja) | 1994-04-27 | 1995-11-10 | Toshiba Corp | 燃料集合体および原子炉の炉心 |
| US5742653A (en) * | 1994-05-19 | 1998-04-21 | General Electric Company | Vertical and lateral restraint stabilizer for core shroud of boiling water reactor |
| US5608768A (en) * | 1995-01-17 | 1997-03-04 | General Electric Company | Threaded fuel rod end plugs and related method |
| US5502754A (en) * | 1995-02-02 | 1996-03-26 | General Electric Company | Lateral restraint for core plate of boiling water reactor |
| JPH0933687A (ja) | 1995-07-25 | 1997-02-07 | Hitachi Ltd | 使用済原子燃料の再処理方法 |
| JPH0943391A (ja) | 1995-07-27 | 1997-02-14 | Toshiba Corp | 核燃料リサイクルシステム |
| JPH0943389A (ja) | 1995-07-27 | 1997-02-14 | Toshiba Corp | アクチニドリサイクルシステム |
| US5828715A (en) | 1995-08-22 | 1998-10-27 | Hitachi, Ltd. | Fuel rods, its manufacturing method and fuel assembly |
| JPH09119994A (ja) | 1995-08-22 | 1997-05-06 | Hitachi Ltd | 燃料棒及びその製造方法並びに燃料集合体 |
| US5711826A (en) | 1996-04-12 | 1998-01-27 | Crs Holdings, Inc. | Functionally gradient cladding for nuclear fuel rods |
| US5822388A (en) | 1996-11-15 | 1998-10-13 | Combustion Engineering Inc. | MOX fuel arrangement for nuclear core |
| US6091791A (en) * | 1997-08-29 | 2000-07-18 | General Electric Company | Shroud attachment for a boiling water reactor |
| JPH11326571A (ja) * | 1998-05-14 | 1999-11-26 | Central Res Inst Of Electric Power Ind | 原子炉用金属燃料要素 |
| KR100293482B1 (ko) | 1998-09-08 | 2001-07-12 | 이종훈 | 핵연료소결체의제조방법 |
| US6233298B1 (en) | 1999-01-29 | 2001-05-15 | Adna Corporation | Apparatus for transmutation of nuclear reactor waste |
| US6243433B1 (en) | 1999-05-14 | 2001-06-05 | General Electic Co. | Cladding for use in nuclear reactors having improved resistance to stress corrosion cracking and corrosion |
| US7139352B2 (en) * | 1999-12-28 | 2006-11-21 | Kabushiki Kaisha Toshiba | Reactivity control rod for core |
| US6343107B1 (en) * | 2000-02-01 | 2002-01-29 | General Electric Company | Shroud repair apparatus |
| FR2805075B1 (fr) | 2000-02-15 | 2002-05-10 | Franco Belge Combustibles | Procede de controle d'une operation de fermeture etanche par soudage de l'extremite d'un canal de remplissage traversant le bouchon superieur d'un crayon de combustible nucleaire |
| US20050074083A1 (en) * | 2000-09-04 | 2005-04-07 | Haasbroek Andries Cornelius | Nuclear reactor |
| US6888713B2 (en) | 2000-12-21 | 2005-05-03 | Douglas Wayne Stamps | Device and method to mitigate hydrogen explosions in vacuum furnaces |
| JP4312969B2 (ja) | 2001-03-02 | 2009-08-12 | 東京電力株式会社 | 使用済原子燃料の再処理方法 |
| JP3530939B2 (ja) | 2001-08-09 | 2004-05-24 | 東京工業大学長 | 原子炉プラント |
| US6768781B1 (en) * | 2003-03-31 | 2004-07-27 | The Boeing Company | Methods and apparatuses for removing thermal energy from a nuclear reactor |
| US7521007B1 (en) | 2004-10-04 | 2009-04-21 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Methods and apparatuses for the development of microstructured nuclear fuels |
| WO2006096505A2 (en) | 2005-03-04 | 2006-09-14 | Holden Charles S | Non proliferating thorium nuclear fuel |
| US7961835B2 (en) * | 2005-08-26 | 2011-06-14 | Keller Michael F | Hybrid integrated energy production process |
| FR2901627B1 (fr) | 2006-05-24 | 2009-05-01 | Commissariat Energie Atomique | Procede de retraitement d'un combustible nucleaire use et de preparation d'un oxyde mixte d'uranium et de plutonium |
| KR100804406B1 (ko) * | 2006-07-15 | 2008-02-15 | 한국원자력연구원 | 이중 냉각 핵연료봉의 상, 하부 봉단마개 |
| JP4936906B2 (ja) | 2007-01-11 | 2012-05-23 | 株式会社東芝 | 原子力システム |
| US8333230B2 (en) * | 2008-07-17 | 2012-12-18 | Battelle Energy Alliance, Llc | Casting methods |
| KR101023233B1 (ko) * | 2009-04-06 | 2011-03-21 | 한국수력원자력 주식회사 | 무연삭 환형 핵연료 소결체 제조방법 |
| US8571167B2 (en) | 2009-06-01 | 2013-10-29 | Advanced Reactor Concepts LLC | Particulate metal fuels used in power generation, recycling systems, and small modular reactors |
| RU2566294C2 (ru) | 2010-01-13 | 2015-10-20 | Эдвансд Риэктор Консептс Ллк | Кольцевое металлическое ядерное топливо с защитной оболочкой |
| WO2011142869A2 (en) | 2010-02-22 | 2011-11-17 | Advanced Reactor Concepts LLC | Small, fast neutron spectrum nuclear power plant with a long refueling interval |
-
2011
- 2011-01-12 RU RU2012134401/07A patent/RU2566294C2/ru active
- 2011-01-12 JP JP2012549029A patent/JP2013517479A/ja active Pending
- 2011-01-12 US US13/004,974 patent/US9008259B2/en active Active
- 2011-01-12 WO PCT/US2011/020981 patent/WO2011088116A1/en active Application Filing
- 2011-01-12 KR KR1020127021046A patent/KR101680727B1/ko active IP Right Grant
-
2015
- 2015-04-09 US US14/682,759 patent/US20150243378A1/en not_active Abandoned
- 2015-05-27 JP JP2015106999A patent/JP2015172592A/ja active Pending
Patent Citations (8)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US1624704A (en) * | 1926-03-15 | 1927-04-12 | Lamore Tile Machine Company | Pneumatic core for block machines |
| US3098024A (en) * | 1959-01-27 | 1963-07-16 | Engelhard Ind Inc | Composite fuel elements for nuclear reactors |
| SU1764783A1 (ru) * | 1986-12-08 | 1992-09-30 | Центральный научно-исследовательский дизельный институт | Способ лить чугунных полых заготовок |
| USH689H (en) * | 1987-11-24 | 1989-10-03 | The United States of America as reprsented by the United States Department of Energy | Fuel pin |
| US6113982A (en) * | 1990-06-25 | 2000-09-05 | Lanxide Technology Company, Lp | Composite bodies and methods for making same |
| US5257659A (en) * | 1990-10-11 | 1993-11-02 | Mannesmann Aktiengesellschaft | Continuous casting mold |
| US5517541A (en) * | 1993-07-14 | 1996-05-14 | General Electric Company | Inner liners for fuel cladding having zirconium barriers layers |
| US6298108B1 (en) * | 1999-07-21 | 2001-10-02 | Yousef M. Farawila | Nuclear fuel rod with upward-shifted pellet stack and a device to realize same |
Non-Patent Citations (1)
| Title |
|---|
| ЕМЕЛЬЯНОВ И.Я. и др. Конструирование ядерных реакторов.Москва, Энергоиздат, 1982, с. 180 * |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JP2015172592A (ja) | 2015-10-01 |
| US9008259B2 (en) | 2015-04-14 |
| JP2013517479A (ja) | 2013-05-16 |
| WO2011088116A1 (en) | 2011-07-21 |
| US20150243378A1 (en) | 2015-08-27 |
| KR101680727B1 (ko) | 2016-11-29 |
| KR20120115543A (ko) | 2012-10-18 |
| RU2012134401A (ru) | 2014-02-20 |
| US20110194666A1 (en) | 2011-08-11 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| RU2566294C2 (ru) | Кольцевое металлическое ядерное топливо с защитной оболочкой | |
| CN104145309B (zh) | 核反应堆及相关方法和装置 | |
| RU2538952C2 (ru) | Металлическое топливо в виде частиц, используемое для выработки электроэнергии, системы переработки, а также небольшие модульные реакторы | |
| US20200373024A1 (en) | Molten metal fuel buffer in fission reactor and method of manufacture | |
| Kim et al. | Design Concept of Advanced Sodium‐Cooled Fast Reactor and Related R&D in Korea | |
| Degueldre | Zirconia inert matrix for plutonium utilisation and minor actinides disposition in reactors | |
| US9418765B2 (en) | Nuclear reactor cores comprising a plurality of fuel elements, and fuel elements for use therein | |
| Vijayan et al. | Overview of the thorium programme in India | |
| Wright et al. | Development of Advanced Ultra-High Burnup SFR Metallic Fuel Concept- Project Overview | |
| WO2015195115A1 (en) | Triso-isotropic (triso) based light water reactor fuel | |
| KR20090110125A (ko) | 금속 핵연료 입자가 봉입된 금속 시스를 포함하는금속핵연료봉 및 이의 제조방법 | |
| Okawa et al. | Fuel behavior analysis code FEMAXI-FBR development and validation for core disruptive accident | |
| US8774344B1 (en) | Tri-isotropic (TRISO) based light water reactor fuel | |
| Kingrey | Fuel Summary for Peach Bottom Unit 1 High-Temperature Gas-Cooled Reactor Cores 1 and 2 | |
| Koo et al. | COSMOS: A Computer Code for the Analysis of LWR $ UO_2 $ and MOX Fuel Rod | |
| Prasad et al. | Experimental investigation of heat transfer during severe accident of a Pressurized Heavy Water Reactor with simulated decay heat generation in molten pool inside calandria vessel | |
| RU2550092C2 (ru) | Способ длительного хранения отработавшего ядерного топлива | |
| Loewen et al. | PRISM reference fuel design | |
| Hartanto et al. | Conceptual study of a long-life prototype gen-IV sodium-cooled fast reactor (PGSFR) | |
| Wakabayashi et al. | Conceptual study on recriticality prevention core having duplex pellets with neutron absorber in outer core in a fast reactor | |
| Hayes | Metallic Fuels for Fast Reactors | |
| RU2253912C1 (ru) | Гомогенный быстрый реактор-хранилище | |
| Schulenberg | Molten Salt Reactors | |
| GB2606614A (en) | A spherical nuclear fuel element for use in a nuclear fission reactor. It encapsulates a liquefied fuel form and a solid internal element. | |
| Farmer et al. | LIFE vs. LWR: end of the fuel cycle |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| HE9A | Changing address for correspondence with an applicant |