SE515903C2 - Förfarande för framställning av och material ägnat att sintras till ett oxidbaserat kärnbränsleelement - Google Patents

Förfarande för framställning av och material ägnat att sintras till ett oxidbaserat kärnbränsleelement

Info

Publication number
SE515903C2
SE515903C2 SE9900605A SE9900605A SE515903C2 SE 515903 C2 SE515903 C2 SE 515903C2 SE 9900605 A SE9900605 A SE 9900605A SE 9900605 A SE9900605 A SE 9900605A SE 515903 C2 SE515903 C2 SE 515903C2
Authority
SE
Sweden
Prior art keywords
oxide
nuclear fuel
amount
ppm
sintering
Prior art date
Application number
SE9900605A
Other languages
English (en)
Other versions
SE9900605D0 (sv
SE9900605L (sv
Inventor
Philippe Abry
Sven Borell
Sven Eriksson
Original Assignee
Westinghouse 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
Family has litigation
First worldwide family litigation filed litigation Critical https://patents.darts-ip.com/?family=20414564&utm_source=***_patent&utm_medium=platform_link&utm_campaign=public_patent_search&patent=SE515903(C2) "Global patent litigation dataset” by Darts-ip is licensed under a Creative Commons Attribution 4.0 International License.
Application filed by Westinghouse Atom Ab filed Critical Westinghouse Atom Ab
Priority to SE9900605A priority Critical patent/SE515903C2/sv
Publication of SE9900605D0 publication Critical patent/SE9900605D0/sv
Priority to JP2000600277A priority patent/JP4614540B2/ja
Priority to PCT/SE2000/000237 priority patent/WO2000049621A1/en
Priority to DE60006939T priority patent/DE60006939T2/de
Priority to EP00909838A priority patent/EP1157391B1/en
Priority to ES00909838T priority patent/ES2211510T3/es
Priority to US09/913,165 priority patent/US6669874B1/en
Publication of SE9900605L publication Critical patent/SE9900605L/sv
Publication of SE515903C2 publication Critical patent/SE515903C2/sv

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
    • 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
    • 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
    • Y10TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC
    • Y10STECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y10S376/00Induced nuclear reactions: processes, systems, and elements
    • Y10S376/90Particular material or material shapes for fission reactors
    • Y10S376/901Fuel

Landscapes

  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Ceramic Engineering (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Compositions Of Oxide Ceramics (AREA)
  • Powder Metallurgy (AREA)

Description

515 9.05 ''''' " 2 Man kan också anta att en ökad korrosionsresistans följer med en ökad kornstorlek hos kärnbränslet, eftersom korrosion före- trädesvis startar i korngränserna och ett kärnbränsleelements k förhållande mellan dess totala korngränsarea och dess volym minskar, d.v.s. den totala korngränsarean reduceras, då korn- storleken ökar. En god korrosionsresistens är önskvärd, eftersom kärnbränslet kan komma i kontakt med ånga eller vatten under drift pà grund av skador på ett omgivande kapslingsrör. Korro- sionsprodukter kan därvid spridas vidare ut i anläggningen, vilket bör undvikas av i sig kända skäl.
Förutom att de ovan nämnda tillsatserna resulterar i en större kornstorlek hos kärnbränslet och de fördelar som är förknippade med en sådan, bidrar åtminstone vissa av dem till en ökning av densiteten hos kärnbränsleelementet, med avseende på vikten av själva kärnbränslet, till exempel U, Th eller Pu, i förhållande till kärnbränsleelementets volym. En större effekt kan således er- hållas för en given volym av kärnbränslet.
Dessutom resulterar åtminstone vissa av nämnda tillsatser i en plasticitetsökning hos det sintrade kärnbränsleelementet. Detta resulterar i en mindre risk för skador på omgivande kapslingsrör vid snabba effektökningar under drift, och därmed förknippade volymförändringar hos kärnbränsleelementet, eftersom bränsle- elementet med mindre kraft än annars påverkar kapslingsröret.
Av de ovan nämnda tillsatserna är det Cr2O3 som ger det mest påtagliga resultatet. Tidigare teknik använder därför företrädes- vis CrzOs för att uppnå de ovan nämnda effekterna, framför allt ökningen av kornstorleken hos kärnbränslet. Cr2O3 måste dock betraktas som ett gift i detta sammanhang, eftersom Cr har ett relativt stort neutronabsorptionstvärsnitt, vilket i sin tur kan få en menlig inverkan på kärnbränsleelementets effekt, vilket insetts av sökanden. Enligt tidigare teknik tillsätts 1000-5000 ppm Cr (självt eller som Cr2O3) i förhållande till mängden av det oxidbaserade kärnbränslet, till exempel UO2, för att erhålla de ovan nämnda effekterna. ..... .. 3 sÃixñfllinÅNFÃrrNliufcfÄvflupPFiuwiuc-EN Ett syfte med den föreliggande uppfinningen är att tillhandahålla ett förfarande som drar nytta av de effekter som kan uppnås ge- i nom tillsats av ytterligare en oxid, företrädesvis kromoxid till ett oxidbaserat kärnbränsle samtidigt som mängden av tillsatt krom- oxid regleras med hänsyn till de negativa konsekvenserna av fö- rekomsten av Cr i kärnbränsleelementet.
För att uppnå detta syfte är det inledningsvis definierade förfa- randet kännetecknat av att mängden tillsatt Cr är z 50 ppm och < 1000 ppm relativt mängden tillsatt oxidbaserat kärnbränsle.
Sådana mängder av tillsatt kromoxid ger markant ökade korn- storlekar hos olika oxidbaserade kärnbränslen, såsom UO; i samband med sintringen av kärnbränsleelementet, samtidigt som mängden Cr hålls på en lägre nivå än tidigare, och följaktligen har en reducerad negativ inverkan på kärnbränsleelementets ef- fektivitet under drift, trots sitt relativt höga neutronabsorptions- tvärsnitt. Ett ännu mer föredraget intervall beträffande mängden Cr är 100-700 ppm. “ Enligt ett föredraget utförande av förfarandet tillsätts dessutom ett pulver som innefattar åtminstone en ytterligare metalloxid, vars metall har ett väsentligt mindre neutronabsorptionstvärsnitt än Cr, i en sådan mängd att den märkbart bidrar till en kornför- storande effekt som kromoxiden har på kärnbränslet vid sintring- en. Den ytterligare metalloxiden är företrädesvis någon av Nb2O5, Al2O3 och MgO. Själva eller i kombination med varandra är nämnda' tillsatser otillräckliga för att man skall kunna uppnå de effekter som uppnås med kromoxiden, men som supplement till kromoxiden fungerar de utmärkt. Kromoxiden är företrädesvis Cf2O3.
Enligt ytterligare ett föredraget utförande av förfarandet innefat- tar den ytterligare metalloxiden Al2O3 och är mängden tillsatt Al 2 20, och företrädesvis s 300 ppm. Under 20 ppm minskar effek- ten av tillsatt Al2O3 snabbt. Över 300 ppm blir, med den givna fl ~ I 0 nu o 515. 905 n a - ø c q u 4 kromoxidhalten, de ytterligare positiva effekterna av Al2O3 margi- nella.
Enligt ytterligare ett föredraget utförande av förfarandet innefat- i tar den ytterligare metalloxiden MgO, varvid mängden tillsatt Mg är 220, och företrädesvis _<_3OO ppm. Under 20 ppm minskar snabbt de positiva effekterna av MgO på det oxidbaserade kärn- bränslet. Över 300 ppm Mg blir, med den givna kromoxidhalten, de ytterligare positiva effekterna av MgO marginella.
Ett ytterligare syfte med uppfinningen är att .tillhandahålla ett ox- idbaserat material ägnat att sintras till ett kärnbränsleelement, vilket, genom ett i förväg fastställt innehåll av kromoxid och som ett resultat av sin sammansättning erhåller de fördelar i form av högre densitet, större kärnbränslekorn och bättre plasticitet som tillsatser av det inledningsvis nämnda ytterligare oxiderna ger upphov till, samtidigt som ett så lågt neutronabsorptionstvärsnitt som möjligt uppnås för kärnbränsleelementet.
Detta syfte uppnås medelst ett material av det inledningsvis defi- nierade slaget, vilket är kännetecknat av att mängden Cr är z 50 ppm och < 1000 ppm relativt mängden av det oxidbaserade kärn- bränslet.
Enligt ett föredraget utförande innefattar det oxidbaserade mate- rialet dessutom åtminstone en ytterligare metalloxid, vars metall har ett väsentligt mindre neutronabsorptionstvärsnitt än Cr och föreligger i en sådan mängd att den märkbart bidrar till den kornförstorande effekt som kromoxiden har på det oxidbaserade kärnbränslet vid en sintring av materialet. Den ytterligare metall- oxiden kan vara någon av de tidigare nämnda Nb2O5, Al2O3 och MgO. Samtidig förekomst av flera av dessa oxider är också möj- lig i materialet. Den ytterligare metalloxiden eller -oxiderna har en supplementär roll relativt kromoxiden, utan att öka det totala neutronabsorptionstvärsnittet hos kärnbränsleelementet nämn- värt.
.:U.: » . . . ..
. Enligt ett ytterligare föredraget utförande innefattar nämnda me- talloxid aluminiumoxid i form av AI2O3, varvid mängden 2 20, och företrädesvis s 300 ppm relativt mängden kärnbränsle. Under 20 g ppm sjunker effekterna av tillsatt Al2O3. Över 300 ppm Al blir, med den givna kromoxidhalten, de ytterligare positiva effekterna av AI2O3 marginella.
Enligt ytterligare ett föredraget utförande innefattar metalloxiden magnesiumoxid i form av MgO varvid mängden Mg 2 20, och fö-i reträdesvis s 300 ppm relativt mängden kärnbränsle. Mängden MgO är begränsad av samma orsaker som för Al2O3.
Ytterligare fördelar med och särdrag hos förfarandet och materi- alet enligt uppfinningen kommer att framgå av den följande, de- taljerade beskrivningen samt de övriga osjälvständiga patentkra- ven. i DETALJERAD BESKRIVNING AV ETTUTFÖRANDE Enligt ett föredraget utförande av förfarandet enligt uppfinningen, tillsätts ett eller flera pulver som innefattar Cr2O3, Al2O3 och MgO till ett pulver som innefattar ett oxidbaserat kärnbränsle. i detta fall U02.
Den tillsatta mängden Cr2O3 där Cr ligger i intervallet 50-1000 ppm (viktsandelar med avseende på vikten av UOZ), mängden tillsatt Al i form av Al2O3 ligger i intervallet 20-300 ppm och mängden tillsatt Mg i form av MgO ligger i intervallet 20-300 ppm. Separat eller som en del av något av nämnda pulver till- sätts även ett bindemedel och Smörjmedel, såsom är i sig känt.
Därefter blandas pulvren på något i sig känt sätt så att en homo- gen blandning erhålls.
Den homogena pulverblandningen pressas därefter till en eller flera grönkroppar, med ett tryck av 200-700 MPa.
Grönkroppen eller -kropparna sintras därefter i en vätgasatmo- sfär med tillsats av 0,1-5,0 % av C02, alternativt enbart i fuktad I QIO! ha o 1ol I 0 u o I: non 6 vätgas utan COz-tillsats. Sintringen pågår i 1-6 timmar vid en temperatur av 1400-1800°C och under atmosfärstryck. En densi- tet mycket nära den teoretiska densiteten uppnås därigenom.
UOz-kornen, vilka inledningsvis hade en kornstorlek i storleks- ordningen 10 pm har under sintringen växt till 2 25 um, det vill säga blivit avsevärt större.
De tillsatta oxiderna Cr2O3, Al2O3 och MgO har under sintringen bildat en smältfas som hos det färdigsintrade och kylda materia- let, det vill säga det bildade bränsleelementet, bildar en matris kring de i den sintrade kroppen belägna UOg-partiklarna.
Naturligtvis kommer varianter av det beskrivna, föredragna utfö- randet att vara uppenbara för en fackman inom området, dock utan att denne därvid kringår det skyddsomfång som är definierat »genom de bifogade patentkraven med stöd av beskrivningen av uppfinningen.
Det uppfinningsenliga förfarandet och materialet är väl lämpade för framställning av kärnbränsleelement i form av bränslekutsar, vilka positioneras i kapslingsrör och används i tryckvattenreakto- rer och kokarvattenreaktorer för utvinning av kärnenergi genom kärnklyvning aktiverad genom neutronbestrålning.
Det skall understrykas att de angivna ppm-värdena avser vikt metall/vikt oxidbaserat kärnbränsle, t.ex. vikt Cr/vikt UOZ.

Claims (15)

10 15 20 25 30 35 non 0:0 I c o: n 1 5 1 5 9 Û 5 1- ~'.=:-f.=-. s :En :ï'!-"fÉ= ïïšzff? :'.'= k :to .o.a,ø. .n o. :nu än” |'u ¿¿ g. .q n o 0' I t I; nu u 0 ° o a n u '=.- q. o n o o' . I un! I " J I I O Cl GI .. 1. Patentkrav
1. Förfarande för framställning av ett oxidbaserat kärnbränsle- element, vid vilket det oxidbaserade kärnbränslet blanclas med kromoxid och sintras till en fast kropp, varvid Cr tillsätts det oxidbaserade kärnbränslet i en halt som är z 50 ppm och < 1000 ppm relativt mängden oxidbaserat kärnbränsle, kännetecknat därav, att åtminstone en ytterligare metalloxid, vars metall har ett väsentligt mindre neutronabsorptionstvärsnitt än Cr, tillsätts i en sådan mängd att den märkbart bidrar till en kornförstorande ef- fekt som kromoxid har på kärnbränslet vid sintringen.
2. Förfarande enligt krav 1, kännetecknat därav, att kromoxiden äf Cfgog.
3. Förfarande enligt krav 1 eller 2, kännetecknat därav, att den ytterligare metalloxiden innefattar aluminiumoxid.
4. Förfarande enligt krav 3, kännetecknat därav, att aluminium- oxiden innefattar A|2O3 och att mängden tillsatt Al är z 20, och företrädesvis s 300 ppm.
5. Förfarande enligt något av kraven 1-4, kännetecknat därav, att den ytterligare metalloxiden innefattar magnesiumoxid. ö.
6. Förfarande enligt krav 5, kännetecknat därav, att magnesium- oxiden innefattar MgO och mängden tillsatt Mg är 2 20, och före- trädesvis s 300 ppm.
7. Förfarande enligt något av kraven 1-6, kännetecknat därav, att sintringen utförs vid en temperatur, vid vilken kromoxid och den eventuella ytterligare metalloxiden bildar en smältfas som efter sintringen bildar en matris mellan partiklar av det oxidbase- rade kärnbränslet. 10 15 20 25 30 35
8. Förfarande enligt något av kraven 1-7, kännetecknat därav, att det oxidbaserade kärnbränslet innefattar åtminstone en av oxiderna UOZ, Th02 och PuO2.
9. Oxidbaserat material ägnat att sintras till ett kärnbränsleele- ment, innefattande ett oxidbaserat kärnbränsle och kromoxid, varvid mängden Cr är z 50 ppm och < 1000 ppm relativt mäng- den av det oxidbaserade kärnbränslet, kännetecknat därav, att det innefattar åtminstone en ytterligare metalloxid, vars metall har ett väsentligt mindre neutronabsorptionstvärsnitt än Cr och föreligger i en sådan mängd att den märkbart bidrar till en korn- förstorande effekt som kromoxid har på det oxidbaserade kärn- bränslet vid en sintring av materialet.
10. Oxidbaserat material enligt krav 9,0 kännetecknat därav, att kromoxiden är Cr2O3.
11. Oxidbaserat material enligt krav 9 eller 10, kännetecknat därav, att den ytterligare metalloxiden innefattar aluminiumoxid.
12. Oxidbaserat material enligt krav 11, kännetecknat därav, att aluminiumoxiden är Al2O3 och att mängden Al är 2 20, och före- trädesvis s 300 ppm.
13. Oxidbaserat material enligt något av kraven 9-12, känne- tecknat därav, att den ytterligare metalloxiden innefattar mag- nesiumoxid.
14. Oxidbaserat material enligt krav 13, kännetecknat därav, att magnesiumoxiden är MgO och att mängden Mg är z 20, och fö- reträdesvis : 300 ppm.
15. Oxidbaserat material enligt något av kraven 9-14, lglfi; tecknat därav, att det oxidbaserade kärnbränslet innefattar åt- minstone något av UOZ, ThOz och PuOz.
SE9900605A 1999-02-19 1999-02-19 Förfarande för framställning av och material ägnat att sintras till ett oxidbaserat kärnbränsleelement SE515903C2 (sv)

Priority Applications (7)

Application Number Priority Date Filing Date Title
SE9900605A SE515903C2 (sv) 1999-02-19 1999-02-19 Förfarande för framställning av och material ägnat att sintras till ett oxidbaserat kärnbränsleelement
JP2000600277A JP4614540B2 (ja) 1999-02-19 2000-02-08 酸化物基材の核燃料要素の製造方法および酸化物基材の核燃料要素に焼結されるように適合された物質
PCT/SE2000/000237 WO2000049621A1 (en) 1999-02-19 2000-02-08 A method for production of and material adapted to be sintered to a nuclear fuel element with oxide base
DE60006939T DE60006939T2 (de) 1999-02-19 2000-02-08 Verfahren zur Herstellung eines Materials, welches zu einem Kernbrennstoffelement auf Oxydbasis gesintert werden kann
EP00909838A EP1157391B1 (en) 1999-02-19 2000-02-08 A method for production of and material adapted to be sintered to a nuclear fuel element with oxide base
ES00909838T ES2211510T3 (es) 1999-02-19 2000-02-08 Metodo para la produccion de un material concebido para ser sinterizado en un elemento de combustible nuclear a base de oxido.
US09/913,165 US6669874B1 (en) 1999-02-19 2000-02-08 Method for production of and material adapted to be sintered to a nuclear fuel element with oxide base

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
SE9900605A SE515903C2 (sv) 1999-02-19 1999-02-19 Förfarande för framställning av och material ägnat att sintras till ett oxidbaserat kärnbränsleelement

Publications (3)

Publication Number Publication Date
SE9900605D0 SE9900605D0 (sv) 1999-02-19
SE9900605L SE9900605L (sv) 2000-08-20
SE515903C2 true SE515903C2 (sv) 2001-10-29

Family

ID=20414564

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
SE9900605A SE515903C2 (sv) 1999-02-19 1999-02-19 Förfarande för framställning av och material ägnat att sintras till ett oxidbaserat kärnbränsleelement

Country Status (7)

Country Link
US (1) US6669874B1 (sv)
EP (1) EP1157391B1 (sv)
JP (1) JP4614540B2 (sv)
DE (1) DE60006939T2 (sv)
ES (1) ES2211510T3 (sv)
SE (1) SE515903C2 (sv)
WO (1) WO2000049621A1 (sv)

Families Citing this family (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR2817385B1 (fr) * 2000-11-30 2005-10-07 Framatome Anp Pastille de combustible nucleaire oxyde et crayon comportant un empilement de telles pastilles
FR2860638A1 (fr) * 2003-10-06 2005-04-08 Commissariat Energie Atomique Procede de fabrication de pastilles d'un combustible nucleaire a base d'oxyde mixte (u,pu) o2 ou (u,th)o2
KR101165452B1 (ko) * 2010-10-20 2012-07-12 한국수력원자력 주식회사 이종 첨가 원소의 결정립계 및 결정립계 주변의 고용 농도 조절 방법 및 이를 이용한 결정립이 큰 핵연료 소결체의 제조방법.
JP6581185B2 (ja) * 2014-09-08 2019-09-25 ウェスティングハウス エレクトリック スウェーデン アーベー 核動力炉のための核燃料ペレットを製作する方法
WO2016037712A1 (en) 2014-09-08 2016-03-17 Westinghouse Electric Sweden Ab Method of making a nuclear fuel pellet for a nuclear power reactor

Family Cites Families (15)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3663182A (en) * 1968-03-29 1972-05-16 Union Carbide Corp Metal oxide fabrics
US3923933A (en) * 1968-10-29 1975-12-02 Gen Electric Process for preparing sintered uranium dioxide grains
FR2070027B1 (sv) * 1969-12-30 1973-10-19 Belgonucleaire Sa
JPS58165085A (ja) * 1982-03-25 1983-09-30 日本核燃料開発株式会社 核燃料要素
JPS5948686A (ja) * 1982-09-14 1984-03-19 動力炉・核燃料開発事業団 低密度酸化物燃料ペレツトの製造方法
JPS63179288A (ja) * 1987-01-20 1988-07-23 株式会社東芝 核燃料ペレツト及びその製造方法
JPS6429796A (en) * 1987-07-27 1989-01-31 Mitsubishi Atomic Power Ind Production of uo2 nuclear fuel pellet
US4869866A (en) * 1987-11-20 1989-09-26 General Electric Company Nuclear fuel
US4869868A (en) * 1987-11-23 1989-09-26 General Electric Company Nuclear fuel
US4869867A (en) * 1987-11-25 1989-09-26 General Electric Company Nuclear fuel
FR2683373B1 (fr) * 1991-10-31 1994-03-04 Pechiney Uranium Elements combustibles nucleaires comportant un piege a produits de fission a base d'oxyde.
FR2706066B1 (fr) * 1993-06-04 1995-07-07 Commissariat Energie Atomique Combustible nucléaire ayant des propriétés améliorées de rétention des produits de fission.
GB9515966D0 (en) * 1995-08-03 1995-10-04 British Nuclear Fuels Plc Nuclear fuel pellets
FR2744557B1 (fr) * 1996-02-07 1998-02-27 Commissariat Energie Atomique Materiau combustible nucleaire composite et procede de fabrication du materiau
DE19627806A1 (de) * 1996-07-11 1998-01-15 Siemens Ag Kernbrennstoffsinterkörper und Verfahren zum Herstellen eines Kernbrennstoffsinterkörpers

Also Published As

Publication number Publication date
WO2000049621A1 (en) 2000-08-24
DE60006939T2 (de) 2004-11-04
JP4614540B2 (ja) 2011-01-19
EP1157391A1 (en) 2001-11-28
SE9900605D0 (sv) 1999-02-19
JP2002537565A (ja) 2002-11-05
DE60006939D1 (de) 2004-01-15
ES2211510T3 (es) 2004-07-16
SE9900605L (sv) 2000-08-20
US6669874B1 (en) 2003-12-30
EP1157391B1 (en) 2003-12-03

Similar Documents

Publication Publication Date Title
TWI746754B (zh) 經燒結之核燃料丸,燃料棒,燃料組件及製造經燒結之核燃料丸的方法
JP6961719B2 (ja) 核燃料ペレット、燃料棒、および燃料アセンブリ
JP5905835B2 (ja) 核燃料、核燃料要素、核燃料アセンブリ、および核燃料製造方法
KR20180121787A (ko) 소결 조제로서 가연성 독물질로 제조된 완전 세라믹 마이크로캡슐화된 연료
US20170345521A1 (en) Process for manufacturing a pellet of at least one metal oxide
Kang et al. Effects of MnO-Al2O3 on the grain growth and high-temperature deformation strain of UO2 fuel pellets
SE515903C2 (sv) Förfarande för framställning av och material ägnat att sintras till ett oxidbaserat kärnbränsleelement
FR3000595A1 (fr) Pastille de combustible nucleaire a base de dioxyde d&#39;uranium piegeant les produits de fission ayant des microcellules en ceramique et sa methode de fabrication
JP2022523582A (ja) 自己修復液体ペレット-被覆隙間熱伝達充填材
WO2006088516A3 (en) Plutonium/zirconium hydride/thorium fuel matrix
US6881376B2 (en) Nuclear fuel body including tungsten network and method of manufacturing the same
US20020163093A1 (en) Controlled atmosphere sintering process for urania containing silica additive
JP2009053156A (ja) 核燃料ペレットの製造方法および核燃料ペレット
RU2688086C1 (ru) Сплав для поглощения тепловых нейтронов на основе циркония
US9847145B2 (en) Method for fabrication of oxide fuel pellets and the oxide fuel pellets thereby
US3194745A (en) Uranium monosulfide-monocarbide nuclear fuel element
CZ33786U1 (cs) Jaderné palivo se zvýšenou tepelnou vodivostí, palivová peleta toto jaderné palivo obsahující a palivová tyč obsahující alespoň jednu tuto peletu
SE500610C2 (sv) Styrstav för kärnreaktorer
SE427651B (sv) Sett att framstella ett foremal av kiselnitrid genom isostatisk pressning av pulver av kiselnitrid innehallande fri kisel
Lee et al. Microstructure and fracture analysis of fully ceramic microencapsulated fuel
Lee et al. Fabrication of fully ceramic microencapsulated fuel by hot pressing
Yanagisawa et al. Out-of-pile tests of simulated rock-like oxide (ROX) fuels
US3147088A (en) Uranium-tin-zirconium corrosion resistant alloy
Ohai et al. Sintered pellets obtaining for advanced fuel manufacturing
Oh et al. The effect of additives on the pore structure of sintered UO 2 pellets

Legal Events

Date Code Title Description
NUG Patent has lapsed