SE452153B - Sett att tillverka sintrade kernbrenslekroppar - Google Patents
Sett att tillverka sintrade kernbrenslekropparInfo
- Publication number
- SE452153B SE452153B SE8504325A SE8504325A SE452153B SE 452153 B SE452153 B SE 452153B SE 8504325 A SE8504325 A SE 8504325A SE 8504325 A SE8504325 A SE 8504325A SE 452153 B SE452153 B SE 452153B
- Authority
- SE
- Sweden
- Prior art keywords
- sintering
- nuclear fuel
- powder
- atm
- partial pressure
- Prior art date
Links
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
- G21C3/42—Selection of substances for use as reactor fuel
- G21C3/58—Solid reactor fuel Pellets made of fissile material
- G21C3/62—Ceramic fuel
- G21C3/623—Oxide fuels
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Physics & Mathematics (AREA)
- Chemical & Material Sciences (AREA)
- Ceramic Engineering (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Inorganic Compounds Of Heavy Metals (AREA)
- Compositions Of Oxide Ceramics (AREA)
Description
10
452 153 z
materialet därefter, då det i stor utrsträckning förlorat sin förmåga att
taga upp neutroner, har någon större negativ inverkan på reaktorns drift.
Viss restabsorption kvarstår dock.
Vid tillverkningen av de kända kutsarna innehållande absorbatormaterial an-
vändes Gd203 med kubiskt kristallgitter, vilket är den kommersiellt förekom-
mande mcdifikationen av Gd203. Vid sintringen av kutsarna går gadolinium-
atomer in i U02-gittret och ersätter enstaka uranatomer i detta. Det bildas
då en fast lösning.
Enligt den föreliggande uppfinningen har det.visat sig att användning av
Gd203 med monoklin struktur ger en sintrat kuts med avsevärt ökad homo-
genitet med avseende på fast lösning av gadolinium i U02-gittret, dvs en
kuts i vilken en avsevärt större del av gadoliniumatomerna gått in och er-
satt uranatomer i U02-gittret och därvid bildat en produkt, i'vilken an-
delen gadolinium är jämnare fördelad 1 hela produkten, något som medför
att de sintrade kutsarna får en jämnare kvalitet med säkrare förutbestäm-
bara egenskaper, särskilt i vad avser absorption av neutroner och stabili-
tet vid reaktorns driftbetingelser så att dimensionerna och därmed spalten
mellan kuts och kapselrör kan bibehållas vid förutbestämda och optimala in
värden.
En trolig förklaring till de enligt uppfinningen uppnådda gynnsamma resul-
taten är följande. Kubisk Gd203 övergår vid de betingelser som användes vid
sintringen från kubisk till monoklin fas. Eftersom monoklin Gd 0 har en ?
2 3
högre densitet än kubisk Gd203, dvs en mindre volym hos en viss kvantitet
Gd203, medför fasomvandlingen en volymminskning hos Gd203-kristalliterna,
så att spalter eller mellanrum och av den förorsakad försämrad kontakt kan
uppstå mellan Gö2O3-kristalliter och UO2-kristalliter. Vid användning av
monoklin Gd203 som utgångsmaterial i stället för kubisk Gd2O3 förekommer
ingen fasomvandling av Gd2O3 vid sintringen och därmed ingen bildning av
spalter eller mellanrum mellan Gd203-kristalliter och U02-kristalliter.
Därigenom skulle gadoliniumatomer pâ ett effektivare sätt gå in i uran-
dioxidgittret och ersätta uranatomer i detta.
Vad som kännetecknar uppfinningen framgår av patentkraven.
Pulvret av urandioxid kan innehålla upp till 20 viktprocent U308 för att
3 452 155
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 Gd2O3 i pulvret uppgår till 1-20 viktprooent. Med vikt-
procent av ett ämne i urandioxid i denna ansökan avses vikten av ifråga-
varande ämne i procent av sammanlagda viktenlv ämnet, urandioxiden och
övriga eventuellt 1 pulvret ingående ämnen.
Monoklin Gd2O3 kan framställas genom värmebehandling av kommersiell kubisk
cdzos 1 imft vid em temperatur av minst 1250 °c een företrädesvis högst
1400 Qc. sørerderiig behenalingetia vid 1350-°c är omkring u timmer.
Pulvret av 002 utgöres lämpligen av ett malt pulver med en medelpartikel-
storlek av 0,2-15 Pm, företrädesvis 1-5 fm. Medelpartikelstorleken hos
pulvret av monoklin Gd2O3 uppgår lämpligen till 0,2-10}wm och företrädes-
vis till 1-5 Fm. Hedelpartikelstorleken hos pulvret av 0308 uppgår lämp-
ligen till 0,2-10 Pm och företrädesvis till 1-5 lum.
Pressningen och sintringen av pulvret kan utföras på konventionellt sätt.
Pressningen kan lämpligen utföras vid ett tryck av 200-450 MPa och före-
trädesvis vid ett tryck av 250-350 MPa. Sintringen kan bl a utföras 1 en
atmosfär bestående av fuktad vätgas, vanligen innehållande 1-2 volymprocent
H20 vid en temperatur av 1600-1800 °C eller i en atmosfär bestående av en
blandning av vätgas och koldioxid, i vilken mängden koldioxid kan utgöra
upp till 20 volymprocent av sammanlagda mängden vätgas och koldioxid, vid
en temperatur av 1600-1800 °C. Även andra sintringsatmosfärer kan användas
med vilka ett syrepartialtryck som vid 1750 OC uppgår till 10-10-10-6 atm
kan åstadkommas. Särskilt gynnsamma resultat med monoklin Gd203 uppnås vid
användning av ett syrepartialtryck som vid 1750 OC är högre än 10-7 atm,
eftersom man då får en ökad diffusionshastighet hos materialet och där-
igenom en effektivare homogenisering.
Urandioxiden i det pulver som skall sintras har lämpligen en sammansätt-
ning av från U02_10 till U02_25 och företrädesvis från U02'12 till U02_18.
Det färdiga sintrade materialet har lämpligen en sammansättning av från
(U,Gd)02_00 till (U,Gd)O2_01 och företrädesvis från (U,Gd)0 till
2.ooo
(u,ca)o2_0O8¿
Uppfinningen skall förklaras närmare genom beskrivning av utföringsexempel
. ,...,.,.
!
452 153 *I -e
under hänvisning till bifogade ritning, i vilken fig 1 sohematiskt visar
en ugn för tillverkning av sintrade kärnbränslekroppar enligt den~före-
liggande uppfinningen.
'Ugnen enligt figuren är en tunnelugn där själva ugnskanalen 10 är upp-
byggd av sintrade stenar 11 av aluminiumoxid. I kanalens inre del är
värmeelement 12 1 form av knippen av molybdentråd anordnade. värmeelemen-
ten värms upp med elektrisk ström. Ugnen är försedd med termoelement för
mätning av temperaturenä.ol1ka delar. Genomföringarna för termoelementen
är betecknade 13. Ugnskanalen är utanför ugnen förlängd med delar 1Å och
av rostfritt stål. Vid sintring av kärnbränslekroppar 1 ugnen placeras
formpressade kroppar av ett pulver av urandioxid med sammansättningen
UO2_15 innehållande 10 viktproeent Gd203 U3
av molybden som föras genom ugnen efter varandra från dess ena ände 16
och 10 viktprocent 08 i skepp
till dess andra ände 17. Gd203 består av monoklin Gd203, som framställts
genom värmebehandling av kommersiell kubisk Gd203 1 luft vid 1§50°C under
H timmar. Det använda pulvret har framställts genom blandning av ett pul-
ver av de angivna ingående oxiderna med en medelpartikelstorlek hos var
och en av 2-3)mm samt förpressning av blandningen vid ett tryck av 100 MPa
och rumstemperatur, följt av granulering av den förpressade produkten och fië
av siktning av den granulerade produkten, så att storleken hos granulerna
understiger 1.5 mm. Efter granuleringen inblandas 0.15 $ zinkstearat, som
verkar som ett internt smörjmedel. Därefter sker pressning vid ett tryck
av 300 Ma. De formpressade kropparna har då fått slutlig form för sint-
ring. Förflyttningen av skeppen genom ugnen sker genom att de skjutes §
fram efter hand_§om varje nytt föres in vid änden 16. I motströms mot
skeppens förflyttning, dvs vid änden 17 av ugnen, tillföres den vid sint-
ringen använda gasen, i detta utföringsexempel i form av vätgas innehåll-
ande H20, motsvarande en relativ fuktighet av 80 % vid rumstemperatur.
Sintringsatmosfåren har därvid ett syrepartialtryck av omkring 10-9 atm
vid 1750 °C. Eftersom ugnskanalen inte har nâgra skiljeväggar kan gasen
strömma fritt genom hela kanalen. Temperaturen hos kärnbränslekropparna
stiger från rumstemperaturen till 1750 OC vid förflyttningen från ugnens
ände 16 till ett stycke in i den med värmeelement 12 försedda zonen. Den
bibehåller denna temperatur under åtminstone huvuddelen av den återstående
förflyttningen genom den nämnda zonen. I samband med uppvärmning från rums-
temperatur under användning av den vid änden 17 tillförda ovan angivna
Claims (5)
1. Sätt att tillverka sintrade kärnbränslekroppar genom pressning av ett pulver av 002 innehållande 1-20 viktprocent Gd203 och eventuellt innehåll- ande upp till 20 viktprocent 0308 till en pressad kropp och sintring av den pressade kroppen, k ä n n e t e c k n a t därav, att kärnbränsle- kropparna tillverkas av ett pulver, i vilket Gd2O3 åtminstone delvis ut- W göres av monoklin Gd203 och att den monoklina Gd203 inblandas i pulvret före pressningen.
2. Sätt enligt patentkrav 1, k ä n n e t e c k n a t därav, att vid tillverkningen använd Gd203 framställes genom värmebehandling av kubisk odzo3 vid miner. 1250 °c 1 luft.
3. Sätt enligt patentkrav 1 eller 2, k ä n n e t e c k n a t därav, att sintringen av den pressade kroppen utföres i en atmosfär som vid -1o_,0-6 1750 OC har ett syrepartialtryck av 10 atm.
H. Sätt enligt något av patentkraven 1-3, k ä n n e t e c k n a t därav, att sintringen av den pressade kroppen utföres i en atmosfär som vid 1750 OC har ett syrepartialtryck av över 10-7 atm.
5. Sätt enligt något av patentkraven 1-H, k ä n n e t e c k n a t därav, att sintringen utföres vid en temperatur av 1600-1800 °C.
Priority Applications (4)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
SE8504325A SE452153B (sv) | 1985-09-18 | 1985-09-18 | Sett att tillverka sintrade kernbrenslekroppar |
DE86112584T DE3688818T2 (de) | 1985-09-18 | 1986-09-11 | Verfahren zur Herstellung von gesinterten Kernbrennstoffkörpern. |
EP86112584A EP0218924B1 (en) | 1985-09-18 | 1986-09-11 | A method of manufacturing sintered nuclear fuel bodies |
US06/907,217 US4749529A (en) | 1985-09-18 | 1986-09-15 | Method of manufacturing sintered nuclear fuel bodies |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
SE8504325A SE452153B (sv) | 1985-09-18 | 1985-09-18 | Sett att tillverka sintrade kernbrenslekroppar |
Publications (3)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
SE8504325D0 SE8504325D0 (sv) | 1985-09-18 |
SE8504325L SE8504325L (sv) | 1987-03-19 |
SE452153B true SE452153B (sv) | 1987-11-16 |
Family
ID=20361439
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
SE8504325A SE452153B (sv) | 1985-09-18 | 1985-09-18 | Sett att tillverka sintrade kernbrenslekroppar |
Country Status (4)
Country | Link |
---|---|
US (1) | US4749529A (sv) |
EP (1) | EP0218924B1 (sv) |
DE (1) | DE3688818T2 (sv) |
SE (1) | SE452153B (sv) |
Families Citing this family (8)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
GB8920112D0 (en) * | 1989-09-06 | 1989-10-18 | British Nuclear Fuels Plc | Nuclear fuel bodies and the production thereof |
GB9024404D0 (en) * | 1990-11-09 | 1991-01-02 | British Nuclear Fuels Plc | A nuclear fuel body and the production thereof |
JP2603382B2 (ja) * | 1991-03-04 | 1997-04-23 | 日本核燃料開発株式会社 | 核燃料ペレットおよびその製造方法 |
US5641435A (en) * | 1995-09-22 | 1997-06-24 | General Electric Company | Control of residual gas content of nuclear fuel |
DE19633312A1 (de) * | 1996-08-19 | 1998-02-26 | Siemens Ag | Verfahren zum Sintern von Pellets aus Nuklearbrennstoff |
US6013795A (en) * | 1996-11-04 | 2000-01-11 | 3M Innovative Properties Company | Alpha-branched fluoroalkylcarbonyl fluorides and their derivatives |
US8755483B2 (en) | 2010-06-25 | 2014-06-17 | Aerojet Rocketdyne Of De, Inc. | Nuclear fuel |
CN108565032A (zh) * | 2018-04-09 | 2018-09-21 | 中广核研究院有限公司 | Uo2-金属燃料芯块及其制造方法 |
Family Cites Families (13)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US3122509A (en) * | 1961-05-17 | 1964-02-25 | Joseph H Handwerk | Coherent nuclear reactor elements |
US3361857A (en) * | 1965-12-03 | 1968-01-02 | Westinghouse Electric Corp | Method of preparing a fuel element of fissionable oxide and burnable poison |
US3917768A (en) * | 1969-02-25 | 1975-11-04 | Fiat Spa | Sintered nuclear fuel and method of preparing same |
US3759786A (en) * | 1969-02-25 | 1973-09-18 | Fiat Spa | Sintered nuclear fuel containing molybdenum coated gadolinium oxide microspheres |
US3872022A (en) * | 1970-08-10 | 1975-03-18 | Gen Electric | Sintering uranium oxide in the reaction products of hydrogen-carbon dioxide mixtures |
JPS5149391A (sv) * | 1974-10-28 | 1976-04-28 | Hitachi Ltd | |
US4052330A (en) * | 1975-03-20 | 1977-10-04 | Gen Electric | Sintering uranium oxide using a preheating step |
DE2853599C3 (de) * | 1978-12-12 | 1981-09-03 | Reaktor-Brennelement Union Gmbh, 6450 Hanau | Verfahren zur Herstellung von Gadolinium enthaltenden Kernbrennstoffen |
DE2855166C2 (de) * | 1978-12-20 | 1982-05-27 | Kraftwerk Union AG, 4330 Mülheim | Verfahren zur Herstellung von oxidischen Kernbrennstoffkörpern |
DE2939415C2 (de) * | 1979-09-28 | 1981-11-26 | Kraftwerk Union AG, 4330 Mülheim | Verfahren zur Herstellung von hochdichten oxidischen Kernbrennstoffkörpern |
DE3144684C1 (de) * | 1981-11-10 | 1983-04-14 | Kraftwerk Union AG, 4330 Mülheim | Verfahren zum Herstellen von oxidischen Kernbrennstoffsinterkoerpern |
FR2536571A1 (fr) * | 1982-11-19 | 1984-05-25 | Commissariat Energie Atomique | Procede de fabrication de pastilles de combustible nucleaire contenant un absorbant neutronique temporaire |
US4636352A (en) * | 1984-02-09 | 1987-01-13 | Westinghouse Electric Corp. | Nuclear fuel rod with burnable plate and pellet-clad interaction fix |
-
1985
- 1985-09-18 SE SE8504325A patent/SE452153B/sv not_active IP Right Cessation
-
1986
- 1986-09-11 DE DE86112584T patent/DE3688818T2/de not_active Expired - Lifetime
- 1986-09-11 EP EP86112584A patent/EP0218924B1/en not_active Expired - Lifetime
- 1986-09-15 US US06/907,217 patent/US4749529A/en not_active Expired - Lifetime
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
EP0218924A3 (en) | 1989-05-10 |
EP0218924A2 (en) | 1987-04-22 |
DE3688818D1 (de) | 1993-09-09 |
SE8504325D0 (sv) | 1985-09-18 |
EP0218924B1 (en) | 1993-08-04 |
US4749529A (en) | 1988-06-07 |
SE8504325L (sv) | 1987-03-19 |
DE3688818T2 (de) | 1994-03-03 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
US5882552A (en) | Method for recycling fuel scrap into manufacture of nuclear fuel pellets | |
CN1890759B (zh) | 基于(U,Pu)O2或(U,Th)O2混合氧化物的核燃料颗粒的制备方法 | |
SE452153B (sv) | Sett att tillverka sintrade kernbrenslekroppar | |
US4438050A (en) | Method for the manufacture of very dense oxidic nuclear fuel bodies | |
WO2018197105A1 (en) | A ceramic nuclear fuel pellet, a fuel rod, and a fuel assembly | |
FR3000595A1 (fr) | Pastille de combustible nucleaire a base de dioxyde d'uranium piegeant les produits de fission ayant des microcellules en ceramique et sa methode de fabrication | |
RU2713619C1 (ru) | Таблетка ядерного топлива и способ её получения | |
US9653188B2 (en) | Fabrication method of burnable absorber nuclear fuel pellets and burnable absorber nuclear fuel pellets fabricated by the same | |
US6881376B2 (en) | Nuclear fuel body including tungsten network and method of manufacturing the same | |
KR20090037633A (ko) | 이중 구조 가연성 흡수 핵연료 소결체 재활용을 위한소결체 분말 분리방법 | |
CA1100302A (en) | High performance nuclear fuel element | |
JP2009053156A (ja) | 核燃料ペレットの製造方法および核燃料ペレット | |
KR100609217B1 (ko) | 텅스텐 금속망을 함유한 핵연료 및 그 제조방법 | |
SE415216B (sv) | Forfarande for framstellning av sintrade keramiska kernbrenslekutsar med reglerad porositet | |
SE447610B (sv) | Sett att tillverka sintrade kernbrenslekroppar | |
JPH041594A (ja) | 核燃料ペレットおよびその製造方法 | |
WO2022075880A1 (ru) | Способ изготовления уран-гадолиниевого ядерного топлива | |
JPS6429796A (en) | Production of uo2 nuclear fuel pellet | |
Anthonysamy et al. | Studies on the oxygen potentials of (UyTh1− y) O2+ x solid solutions | |
JP2701049B2 (ja) | 酸化物核燃料体の空気焼結による製造方法 | |
US9847145B2 (en) | Method for fabrication of oxide fuel pellets and the oxide fuel pellets thereby | |
KR100569589B1 (ko) | 핵연료 소결체의 제조방법 | |
JPS6136200B2 (sv) | ||
JP2981580B2 (ja) | 核燃料体の製造方法 | |
US3657137A (en) | Nuclear fuel comprising uranium dioxide in a porous ceramic oxide matrix |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
NAL | Patent in force |
Ref document number: 8504325-5 Format of ref document f/p: F |
|
NUG | Patent has lapsed |