SE447610B - SET TO MANUFACTURE SINTERED NUCLEAR FUEL BODIES - Google Patents

SET TO MANUFACTURE SINTERED NUCLEAR FUEL BODIES

Info

Publication number
SE447610B
SE447610B SE8501630A SE8501630A SE447610B SE 447610 B SE447610 B SE 447610B SE 8501630 A SE8501630 A SE 8501630A SE 8501630 A SE8501630 A SE 8501630A SE 447610 B SE447610 B SE 447610B
Authority
SE
Sweden
Prior art keywords
sintering
temperature
partial pressure
oxygen partial
atmosphere
Prior art date
Application number
SE8501630A
Other languages
Swedish (sv)
Other versions
SE8501630D0 (en
SE8501630L (en
Inventor
A R Massih
Original Assignee
Asea Atom Ab
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Asea Atom Ab filed Critical Asea Atom Ab
Priority to SE8501630A priority Critical patent/SE447610B/en
Publication of SE8501630D0 publication Critical patent/SE8501630D0/en
Priority to DE3609663A priority patent/DE3609663C2/en
Publication of SE8501630L publication Critical patent/SE8501630L/en
Publication of SE447610B publication Critical patent/SE447610B/en

Links

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/42Selection of substances for use as reactor fuel
    • G21C3/58Solid reactor fuel Pellets made of fissile material
    • G21C3/62Ceramic fuel
    • G21C3/623Oxide fuels
    • CCHEMISTRY; METALLURGY
    • C04CEMENTS; CONCRETE; ARTIFICIAL STONE; CERAMICS; REFRACTORIES
    • C04BLIME, MAGNESIA; SLAG; CEMENTS; COMPOSITIONS THEREOF, e.g. MORTARS, CONCRETE OR LIKE BUILDING MATERIALS; ARTIFICIAL STONE; CERAMICS; REFRACTORIES; TREATMENT OF NATURAL STONE
    • C04B35/00Shaped ceramic products characterised by their composition; Ceramics compositions; Processing powders of inorganic compounds preparatory to the manufacturing of ceramic products
    • C04B35/51Shaped ceramic products characterised by their composition; Ceramics compositions; Processing powders of inorganic compounds preparatory to the manufacturing of ceramic products based on compounds of actinides
    • CCHEMISTRY; METALLURGY
    • C04CEMENTS; CONCRETE; ARTIFICIAL STONE; CERAMICS; REFRACTORIES
    • C04BLIME, MAGNESIA; SLAG; CEMENTS; COMPOSITIONS THEREOF, e.g. MORTARS, CONCRETE OR LIKE BUILDING MATERIALS; ARTIFICIAL STONE; CERAMICS; REFRACTORIES; TREATMENT OF NATURAL STONE
    • C04B35/00Shaped ceramic products characterised by their composition; Ceramics compositions; Processing powders of inorganic compounds preparatory to the manufacturing of ceramic products
    • C04B35/622Forming processes; Processing powders of inorganic compounds preparatory to the manufacturing of ceramic products
    • C04B35/64Burning or sintering processes
    • YGENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Description

kf! 447 610 20 till en ökad bildning av fissionsgaser. Bildningen av fissionsgaser ger givetvis också upphov til1_en ökning av gastrycket i kapselröret, vilket kan medföra att detta expanderar och värmeledningen från kutsarna där- igenom ytterligare försämras. Det är alltså av största betydelse att dif- fusionen av físsionsgaser från kutsar till spalter mellan kutsar och kapslingsrör och till plenum i största möjliga utsträckning motverkas. kf! 447 610 20 to an increased formation of fission gases. The formation of fission gases gives of course also causes an increase in the gas pressure in the canister tube, which can cause this to expand and the heat conduction from the pellets there- through further deteriorating. It is therefore of the utmost importance that the fusion of fission gases from pellets to gaps between pellets and encapsulation tubes and to the plenum are counteracted as far as possible.

I ett bränslestavknippe, som ofta innehåller 8x8 bränslestavar, ibland 6x6, 7x7 eller 9x9 bränslestavar, kan i stället för en eller flera bränsle- stavar med urandioxidkutsar placeras stavar innehållande kutsar med bränn- bart neutronabsorbatormaterial i form av digadoliniumtrioxid fördelat i urandioxid, eventuellt innehållande U308. På detta sätt kan man åstadkomma en förstärkt reaktivitetskontroll under den tidigare delen av en drift- period för kärnreaktorn utan att absorbatormaterialet därefter, då det förlorat sin förmåga att taga upp neutroner, har någon skadlig inverkan på reaktorns drift.In a bundle of fuel rods, which often contain 8x8 fuel rods, sometimes 6x6, 7x7 or 9x9 fuel rods, may instead of one or more fuel rods rods with uranium dioxide pellets are placed rods containing pellets with combustion bare neutron absorber material in the form of digadolinium trioxide distributed in uranium dioxide, possibly containing U308. In this way one can achieve enhanced reactivity control during the earlier part of an operation period for the nuclear reactor without the absorber material thereafter, when it lost its ability to take up neutrons, has no detrimental effect on the operation of the reactor.

Det är vanligt att sintringen av de pressade urandioxidkutsarna utföres i en sintringsatmosfär av fuktad vätgas med ett syrepartialtryck av 2,65~1O_11 atm eller däröver vid en temperatur av mellan 1600 OC och 1800 OC, oavsett om kutsarna innehåller Gd203 eller ej. En sådan sint- ringsatmosfär ger en sintrad produkt med stökiometrisk eller nära stökio- metrisk sammansättning hos kutsmaterialet. Även andra sintringsatmosfärer kan användas såsom en blandning av vätgas och koldioxid eller en blandning av koldioxid och koloxid.It is common for the sintering of the pressed uranium dioxide pellets to be carried out in a sintered atmosphere of humidified hydrogen gas with an oxygen partial pressure of 2.65 ~ 1O_11 atm or more at a temperature of between 1600 OC and 1800 OC, regardless of whether the pellets contain Gd203 or not. Such a sin- atmosphere gives a sintered product with stoichiometric or near stoichiometric metric composition of the cuttings material. Also other sintering atmospheres can be used as a mixture of hydrogen and carbon dioxide or a mixture of carbon dioxide and carbon monoxide.

Enligt den föreliggande uppfinningen har det visat sig att användning av en sintringsatmosfär, som vid 1700 OC har ett syrepartialtryck av mellan 0,15-10-11 atm och 1,25-10-11 atm, vid sintring av kutsar av urandioxid innehållande Gd2O3 dad fissionsgas är avsevärt mindre än från kutsar av samma slag, som ger kutsar från vilka utdiffusionen av vid drift bil- sintrats på konventionellt sätt. En sannolik förklaring till detta gynn- samma resultat kan vara att det vid det angivna syrepartialtrycket'bil- das anjonvakanser i mikrostrukturen hos UO2-Gd203-kutsarna och att dessa vakanser kan fånga upp i kutsarna bildade fissionsgaser, så att den mängd av fissionsgaserna som diffunderar ut till spalter mellan kutsar och kapslingsrör och till plenum blir starkt reducerad. Anjonvakanserna an- tages bildas genom att gadoliniumatomer ersätter enstaka uranatomer i V1 3 447 610 urandioxidgittret under det att enstaka syreatomer lämnar gittret. En redu- cerad fissionsgasdiffusion från kutsarna är av särskild betydelse för kut- sar innehållande Gd O därför att sådana kutsar har en lägre värmelednings- 2 3' förmåga än kutsar av enbart urandioxid, vilket gör att deras temperatur under drift blir högre. Den högre temperaturen leder i sin tur till en ökad bildning av fissionsgaser.According to the present invention, it has been found that the use of a sintering atmosphere, which at 1700 ° C has an oxygen partial pressure of between 0.15-10-11 atm and 1.25-10-11 atm, when sintering uranium dioxide pellets containing Gd2O3 fission gas is considerably less than from pellets of the same type, as provides pellets from which the diffusion of during operation sintered in a conventional manner. A probable explanation for this favor the same result may be that at the specified oxygen partial pressure anion vacancies in the microstructure of the UO2-Gd203 pellets and that these vacancies can capture in the pellets formed fission gases, so that the amount of the fission gases that diffuse out into gaps between pellets and enclosure tubes and to the plenum is greatly reduced. Anion vacancies formed by gadolinium atoms replacing individual uranium atoms in V1 3 447 610 the uranium dioxide lattice while individual oxygen atoms leave the lattice. A reduction fission gas diffusion from the pellets is of particular importance for containing Gd O because such pellets have a lower thermal conductivity. 2 3 ' ability than pellets of uranium dioxide alone, which causes their temperature during operation becomes higher. The higher temperature in turn leads to one increased formation of fission gases.

Vad som kännetecknar den föreliggande uppfinningen framgår av patentkraven.What characterizes the present invention is apparent from the claims.

Pulvret av urandioxid kan innehålla upp till 20 viktprocent U308 för att åstadkomma en eftersträvad densitet hos den sintrade kroppen och en efter- strävad stabilitet hos denna, så att den inte successivt undergår krymp- ning eller svällning då den utsättes för påkänningar under drift i en reaktor. Mängden Gd203 i pulvret uppgår till 3 -12 viktprocent. Med vikt- procent av ett ämne i urandioxid i denna ansökan avses vikten av ifråga- varande ämne i procent av sammanlagda vikten av ämnet, urandioxiden och övriga eventuellt i pulvret ingående ämnen.The powder of uranium dioxide may contain up to 20% by weight of U308 to achieve a desired density of the sintered body and a desired strived stability of this, so that it does not gradually undergo shrinkage swelling when exposed to stresses during operation in a reactor. The amount of Gd203 in the powder amounts to 3 -12% by weight. With weight- percent of a substance in uranium dioxide in this application refers to the weight of substance as a percentage of the total weight of the substance, the uranium dioxide and other substances possibly included in the powder.

Sintríngen utföres vid en temperatur av minst 800 OC i en atmosfär, som -11 vid 1700 OC har ett syrepartialtryck av mellan 0,15'1O atm och 1,25-1O_11 atm. Syrepartialtrycket har i sintringsatmosfårer innehåll- ande vattenånga vid sintringstemperaturen, inklusive vid en sintrings- temperatur av 1700 OC, ett värde bestämt enligt formeln log (1/po ) = = - 0,02 H + K, där T är sintringstemperaturen i OK, H den relativa fuk- tigheten vid temperaturen T, och K är en konstant med värdet 23600. Den relativa fuktigheten i sintringsatmosfären uppgår till mellan 15 och 50 %.The sintering is carried out at a temperature of at least 800 ° C in an atmosphere which -11 at 1700 ° C has an oxygen partial pressure of between 0.15'1O atm and 1.25-1O_11 atm. The oxygen partial pressure in sintering atmospheres has water vapor at the sintering temperature, including at a sintering temperature temperature of 1700 ° C, a value determined according to the formula log (1 / po) = = - 0.02 H + K, where T is the sintering temperature in OK, H the relative humidity temperature K, and K is a constant with the value 23600. It the relative humidity in the sintering atmosphere is between 15 and 50%.

Enligt en föredragen utföringsform utföres sintringen vid en temperatur av 1600 OC-1800 OC i en sintringsatmosfär av vätgas innehållande vatten- ånga och en mindre mängd koldioxid, som har ovan angivna syrepartialtryck.According to a preferred embodiment, the sintering is performed at a temperature of 1600 OC-1800 OC in a hydrogen sintering atmosphere containing aqueous steam and a small amount of carbon dioxide, which have the above-mentioned oxygen partial pressures.

Det är dock möjligt att utföra sintringen i sådan atmosfär vid lägre temperaturer såsom minst 800 OC men en lägre sintringstemperatur för- länger sintringstemperaturen och minskar därmed.produktionshastigheten i den använda ugnen.However, it is possible to perform the sintering in such an atmosphere at lower temperatures temperatures such as at least 800 ° C but a lower sintering temperature prolongs the sintering temperature and thereby reduces the production rate in the oven used.

I stället för ovan angivna sintringsatmosfär är det bl a möjligt att använda en sintringsatmosfär som består av en blandning av koldioxid och kolmonoxid, förutsatt att det ovan angivna värdet på syrepartial- trycket upprätthålles. Lämplig temperatur vid sintringen uppgår till 447 610 1, 1000 OC _ 1800 OC. Förhållandet mellan volymen koldioxid och volymen kol- - _. -2 monoxid ligger vid 1700 °C.mellan värdet 7,74-10 30ch Värdet 2,23-10 och vid 1500 °c mellan värdet 3,99-1o'3 och 2,z3-1o'3.Instead of the above-mentioned sintering atmosphere, it is possible to use a sintering atmosphere consisting of a mixture of carbon dioxide and carbon monoxide, provided that the above value of oxygen the pressure is maintained. The appropriate temperature for sintering is 447 610 1, 1000 OC _ 1800 OC. The ratio between the volume of carbon dioxide and the volume of - _. -2 monoxide is at 1700 ° C. between the value 7.74-10 30ch The value 2.23-10 and at 1500 ° C between the values of 3.99-1o'3 and 2, z3-1o'3.

Uppfínningen skall förklaras närmare genom beskrivning av utföringsexempel under hänvisning till bifogade ritning, i vilken figuren visar en ugn för tillverkning av sintrade kärnbränslekroppar enligt den föreliggande upp- finningen. Ugnen enligt figuren är en tunnelugn där själva ugnskanalen 10 är uppbyggd av sintrade stenar 11 av aluminiumoxid. I kanalens inre del är värmeelement 12 i form av knippen av molybdentråd anordnade. Värmeelementen värms upp med elektrisk ström. Ugnen är försedd med termoelement för mät- ning av temperaturen i olika delar. Genomföringarna för termoelementen är betecknade 13. Ugnskanalen är utanför ugnen förlängd med delar 14 och 15 av rostfritt stål. Vid sintring av kârnbränslekroppar i ugnen placeras formpressade kroppar av ett pulver av urandioxid med sammansättningen U02 innehållande 10 viktprocent Gd203 och 10 viktprocent_U3O8 i skepp av molybden som föres genom ugnen efter varandra från dess ena ände 16 till dess andra ände 17. Medelpartikelstorleken hos 002 är 10-12 Pm, hos Gd203 3 ugnen sker genom att de skjutes fram efter hand som varje nytt föres in -8 fmaoch hos U 08 2-3 fmu Förflyttningen av skeppen genom vid änden 16. I motströms mot skeppens förflyttning, dvs vid änden 17 av ugnen, tillföras den vid sintringen använda gasen, i detta utföringsexem- pel i form av vätgas innehållande 20 1 C02/m3 H2 och 1620 g H20/m3 H2, vilket motsvarar en relativ fuktighet av 20 % vid sintringstemperaturen 1700 OC. Sintringsatmosfären har därvid ett syrepartíaltryck av 0,25°10-11 atm. Eftersom ugnskanalen inte har några skiljeväggar kan gasen strömma fritt genom hela kanalen. Temperaturen hos kärnbränslekropparna stiger från rumstemperaturen till 1700 OC vid förflyttningen från ugnens ände 16 till ett stycke in i den med värmeelement 12 försedda zonen. Den bibehål- ler denna temperatur under åtminstone huvuddelen av den återstående för- flyttningen genom den nämnda zonen. I samband med kylningen från denna temperatur under användning av den vid änden 17 tillförda ovan an- givna sintringsgasen inträffar en reduktion av kärnbränslematerialet så att de sintrade kropparna får syrejonvakanser. Tiden för passage av ett skepp genom hela ugnen uppgår till 10 timmar och uppehållstiden i den med värmeelement 12 försedda zonen till 2,5 timmar. De pressadeThe invention will be explained in more detail by describing exemplary embodiments with reference to the accompanying drawing, in which the figure shows an oven for manufacture of sintered nuclear fuel bodies according to the present invention the finding. The furnace according to the figure is a tunnel furnace where the furnace duct itself 10 is made up of sintered stones 11 of alumina. In the inner part of the channel is heating element 12 in the form of bundles of molybdenum wire arranged. The heating elements heated with electric current. The oven is equipped with thermocouples for measuring temperature in different parts. The bushings for the thermocouples are designated 13. The oven duct is extended outside the oven by parts 14 and 15 of stainless steel. When sintering nuclear fuel bodies in the furnace is placed molded bodies of a powder of uranium dioxide with the composition U02 containing 10% by weight of Gd203 and 10% by weight_U3O8 in ships of molybdenum which is passed through the furnace one after the other from one end 16 to its other end 17. The average particle size of 002 is 10-12 Pm, in Gd203 3 the oven is made by pushing them forward as each new one is inserted -8 fmaoch at U 08 2-3 fmu The movement of ships through at the end 16. In countercurrent to the movement of the ships, ie at the end 17 of the furnace, the gas used in the sintering is supplied, in this embodiment pellet in the form of hydrogen containing 20 l of CO2 / m3 H2 and 1620 g of H2O / m3 H2, which corresponds to a relative humidity of 20% at the sintering temperature 1700 OC. The sintering atmosphere then has an oxygen partial pressure of 0.25 ° 10-11 atm. Since the furnace duct has no partitions, the gas can flow freely throughout the canal. The temperature of the nuclear fuel bodies is rising from room temperature to 1700 ° C when moving from the end of the oven 16 to a distance into the zone provided with heating element 12. The maintained this temperature during at least the majority of the remaining the movement through the said zone. In connection with the cooling from this temperature using the above applied at end 17. given the sintering gas, a reduction of the nuclear fuel material occurs so that the sintered bodies get oxygen ion vacancies. The time of passage of a ship through the entire oven amounts to 10 hours and the residence time in the zone provided with heating element 12 for 2.5 hours. They pressed

Claims (2)

5 '447 610 kropparna har en densitet av5,3 g/cm3 och efter sintringen en densitet av 10,16 g/cm3. I ett alternativt utförande utföres sintringen av formkroppar av samma slag som de ovan angivna i en atmosfär bestående av koldioxid och kol- 3 vid en temperatur av 1500 OC. _13 monoxid i ett volymförhållande av 2,51~10_ En sådan atmosfär har ett syrepartialtryck av 1,58'10 atm, vilket mot- _11 svarar ett syrepartialtryck av 0,25'10 atm vid 1700 OC. PATENTKRAVThe bodies have a density of 5.3 g / cm3 and after sintering a density of 10.16 g / cm3. In an alternative embodiment, the sintering of shaped bodies of the same kind as those indicated above is carried out in an atmosphere consisting of carbon dioxide and carbon at a temperature of 1500 OC. Such an atmosphere has an oxygen partial pressure of 1.58'10 atm, which corresponds to an oxygen partial pressure of 0.25'10 atm at 1700 ° C. PATENT REQUIREMENTS 1. Sätt att tillverka sintrade kärnbränslekroppar av ett pulver av UO2 innehållande 3-12 viktprocent Gd2O3 och eventuellt innehållande upp till 20 viktprocent U308, k ä n n e t e c k n a t därav, att av pulvret sammanpressade kroppar sintras vid en temperatur av minst 800 °C i en sintringsatmosfär, som vid 1700 OC har ett syrepartialtryck av mellan ons-mm atm °<>h1,25-1o'11 am.A method of making sintered nuclear fuel bodies from a powder of UO2 containing 3-12% by weight of Gd2O3 and optionally containing up to 20% by weight of U308, characterized in that bodies compressed by the powder are sintered at a temperature of at least 800 ° C in a sintering atmosphere, which at 1700 ° C has an oxygen partial pressure of between ons-mm atm ° <> h1,25-1o'11 am. 2. Sätt enligt patentkrav 1, k ä n n e t e c k n a t därav, att sint- ringen utföres i vätgasatmosfär innehållande vattenånga och koldioxid vid en temperatur av 1600 OC - 1800 °C i en sintringsatmosfär med ett syrepartialtryck bestämt enligt formeln log (1/poz ) = - 0,02 - H E %, där poz är syrepartialtrycket i atm, T år sintringstemperaturen i K, H den relativa fuktigheten vid temperaturen T och K är en konstant med värdet 23500, varvid den relativa fuktigheten uppgår till mellan 15 och 50 %.2. A method according to claim 1, characterized in that the sintering is carried out in a hydrogen atmosphere containing water vapor and carbon dioxide at a temperature of 1600 ° C - 1800 ° C in a sintering atmosphere with an oxygen partial pressure determined according to the formula log (1 / poz) = - 0.02 - HE%, where poz is the oxygen partial pressure in atm, T is the sintering temperature in K, H the relative humidity at the temperature T and K is a constant with the value 23500, the relative humidity is between 15 and 50%.
SE8501630A 1985-04-02 1985-04-02 SET TO MANUFACTURE SINTERED NUCLEAR FUEL BODIES SE447610B (en)

Priority Applications (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
SE8501630A SE447610B (en) 1985-04-02 1985-04-02 SET TO MANUFACTURE SINTERED NUCLEAR FUEL BODIES
DE3609663A DE3609663C2 (en) 1985-04-02 1986-03-21 Process for the production of sintered nuclear fuel bodies

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
SE8501630A SE447610B (en) 1985-04-02 1985-04-02 SET TO MANUFACTURE SINTERED NUCLEAR FUEL BODIES

Publications (3)

Publication Number Publication Date
SE8501630D0 SE8501630D0 (en) 1985-04-02
SE8501630L SE8501630L (en) 1986-10-03
SE447610B true SE447610B (en) 1986-11-24

Family

ID=20359743

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
SE8501630A SE447610B (en) 1985-04-02 1985-04-02 SET TO MANUFACTURE SINTERED NUCLEAR FUEL BODIES

Country Status (2)

Country Link
DE (1) DE3609663C2 (en)
SE (1) SE447610B (en)

Families Citing this family (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE4041514C2 (en) * 1990-12-22 1995-05-24 Forschungszentrum Juelich Gmbh Process for producing dense sintered workpieces
DE19633312A1 (en) * 1996-08-19 1998-02-26 Siemens Ag Process for sintering nuclear fuel pellets

Family Cites Families (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
GB924939A (en) * 1960-09-05 1963-05-01 Atomic Energy Authority Uk Improvements in or relating to ceramic fuels for nuclear reactors
DE1939610A1 (en) * 1968-08-05 1970-02-19 Gen Electric Process for the production of a nuclear fuel from sintered uranium dioxide
DE3406084A1 (en) * 1984-02-20 1985-08-22 Kraftwerk Union AG, 4330 Mülheim METHOD FOR PRODUCING OXIDIC FUEL INTERMEDIATES

Also Published As

Publication number Publication date
DE3609663A1 (en) 1986-10-30
SE8501630D0 (en) 1985-04-02
DE3609663C2 (en) 1994-04-07
SE8501630L (en) 1986-10-03

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US5182077A (en) Water cooled nuclear reactor and fuel elements therefor
US2864758A (en) Neutronic reactor fuel element
TW201838952A (en) A sintered nuclear fuel pellet, a fuel rod, a fuel assembly, and a method of manufacturing a sintered nuclear fuel pellet
US11315695B2 (en) Ceramic nuclear fuel having UB2 enriched in 11B
US20120002777A1 (en) Triuranium disilicide nuclear fuel composition for use in light water reactors
SE447610B (en) SET TO MANUFACTURE SINTERED NUCLEAR FUEL BODIES
SE452153B (en) SET TO MANUFACTURE SINTERED NUCLEAR FUEL BODIES
RU2713619C1 (en) Nuclear fuel pellet and method of its production
US8293151B2 (en) Triuranium disilicide nuclear fuel composition for use in light water reactors
US3207697A (en) High-temperature nuclear fuel structures and their production
WO2020180400A2 (en) Sintering with sps/fast uranium fuel with or without burnable absorbers
US3208883A (en) Hydrogen-hydride cell
Nishimura et al. Research on improvement of HTGR core power-density:(2) Assessment of SiC oxidation behavior under HTGR air ingress accident
Clemmer et al. The TRI0-01 experiment: In-situ tritium recovery results
US3801700A (en) Preparation of 238pu16o2
Anthonysamy et al. Studies on the oxygen potentials of (UyTh1− y) O2+ x solid solutions
Ichiba A Study on the Emanation Method Applied to Nuclear Fuel in the System UO2-ZrO2-CaO
Rhee et al. Fabrication of boron-containing burnable absorber fuel pellet
US20160372216A1 (en) Method for fabrication of oxide fuel pellets and the oxide fuel pellets thereby
US3272600A (en) Method of producing nuclear fuel monocarbides from higher carbides
US3240679A (en) Fuel elements for nuclear reactors
US3575874A (en) Nuclear fuel containing plutonium borocarbides
Vaughan et al. Processing Variables, Reactivity, and Sinterability of Uranium Oxides
KR20140087984A (en) Fission products capture Uranium dioxide nuclear fuel containing metal microcell and method of manufacturing the same
RU2578680C1 (en) Nuclear reactor pebble

Legal Events

Date Code Title Description
NAL Patent in force

Ref document number: 8501630-1

Format of ref document f/p: F

NUG Patent has lapsed

Ref document number: 8501630-1

Format of ref document f/p: F