Abstract:
A uranium oxide fuel pellet (10) comprises an inner region (14) and an outer region (12) about the inner region, the uranium oxide of at least a portion of said outer region being rich in niobia relative to the inner region. It has been found that the large grain size of the outer region promoted by the niobia addition actually has a greater creep rate than a small grain size material, therby reducing strain (pellet cladding interaction), and that a larger grain size for the inner region is preferably produced by means other than a niobia addition, which latter may increase the rate of gas diffusion within the grain structure and so provide lower fission gas retention. A process for making the pellet is described.
Abstract:
Изобретение относится к конструкции таблетированного топлива для тепловыделяющих элементов легководных реакторов. Таблетка выполнена в форме цилиндра с наружными фасками и с центральным отверстием вдоль продольной оси, с наружной фаской под углом 20-30° к плоскости поверхности торцевой площадки, с отношением ширины фаски к диаметру таблетки от 0,02 до 0,15. Размер единичных дефектов внешнего вида таблетки не более 1,3% от площади наружной поверхности таблетки для дефектов торцевой поверхности, не более 1,0% соответственно для дефектов боковой цилиндрической поверхности и не более 0,7% для дефектов, примыкающих к наружной границе фаски. Средний размер зерен диоксида урана составляет от 6 до 35 мкм. Таблетка может дополнительно содержать алюминий - от 0,002 до 0,020 мас. % и кремний - от 0,001 до 0,010 мас. % в виде оксидов, распределенных равномерно по всему объему таблетки. Техническим результатом является снижение растягивающих окружных напряжений в оболочке твэлов за счет уменьшения размера единичных дефектов внешнего вида таблетки, а также снижении выхода газообразных продуктов деления за счет введения добавок, увеличивающих размер зерна.
Abstract:
A method is described herein that produces UN from UF6 in at most two steps comprising UF6 -intermediate -> UN. The principle of the reaction is that in a first step, UF6 would be reduced to UxNy, where x may be an integer selected from 1 and 3, and y is an integer selected from 1 and 2. Reduction occurs at or near the surface of a gaseous membrane electrode (18) where it is also in contact with a nitrogen bearing salt. In a second step, UxNy decomposes to UN and N2 gas, either in the same reactor (16, 216) as the first step or after removal to a separate unit (217) for further processing.
Abstract:
Изобретение относится к атомной промышленности, в частности, к технологии изготовления керамического ядерного топлива для тепловыделяющих элементов (ТВЭЛ) АЭС. Способ изготовления таблеток ядерного топлива с выгорающим поглотителем включает приготовление закиси-окиси с выгорающим поглотителем, приготовление пресс-порошка, прессование, спекание и шлифование. В качестве выгорающего поглотителя используют гидроксокарбонат гадолиния Gd(OH)CO 3 ·xH 2 O (или Gd(CO 3 ) 3 ·xH 2 O). Спекание спрессованного топлива осуществляют в восстановительных средах (в том числе с добавлением N2), подаваемые газы насыщены парами воды, при этом влажность атмосферы спекания составляет от 8000-15000 ppm (в зависимости от содержания выгорающего поглотителя), а температура спекания 1650-1750°С. Содержание выгорающего поглотителя в топливных таблетках составляет 1,50...12,00% мас. К порошку диоксида урана на стадии получения однородной шихты вводят добавку порошка закиси-окиси урана и/или закись-окись урана с гадолинием в количестве до 30% мас. Технический результат изобретения заключается в увеличении значений кислородного коэффициента (отношение числа атомов кислорода, валентно связанных с ураном, к числу атомов урана) в топливных таблетках, что приводит к увеличению теплопроводности и уменьшению деформации топливных таблеток в ядерном реакторе.
Abstract:
L'installation de conversion d'hexafluorure d'uranium (UF 6 ) en dioxyde d'uranium (U0 2 ) comprend un réacteur (4) d'hydrolyse pour la conversion d'UF 6 en poudre d'oxyfluorure d'uranium (U0 2 F 2 ), un four (6) de pyrohydrolyse pour la conversion de la poudre d'U0 2 F 2 fournie par le réacteur (4) en poudre d'U0 2 , un dispositif d'alimentation (8) comprenant des conduits d'injection de réactif (10) pour l'injection d'UF 6, de vapeur d'eau ou d'H 2 , et un système de pilotage (16) configuré pour commander le dispositif d'alimentation (8) de manière à alimenter au moins un des conduits d'injection de réactif (10) avec un gaz neutre lors d'une phase de mise à l'arrêt ou de démarrage de l'installation de conversion.
Abstract:
The invention relates generally to uranium fuel in a nuclear reactor and, more particularly, the inclusion of a fuel additive component to the bulk fuel material. The fuel additive component is selected and provided in an amount such that it is effective to improve one or more properties of the bulk fuel material. The fuel additive component has a grain size that is less than the grain size of the bulk fuel material. The granular fuel additive component coats or covers the granular bulk fuel material.
Abstract:
The invention relates generally to uranium fuel in a nuclear reactor and, more particularly, the inclusion of a fuel additive component to the bulk fuel material. The fuel additive component is selected and provided in an amount such that it is effective to improve one or more properties of the bulk fuel material. The fuel additive component has a grain size that is less than the grain size of the bulk fuel material. The granular fuel additive component coats or covers the granular bulk fuel material.
Abstract:
L'invention a trait à un procédé de préparation d'une poudre comprenant de l'oxyde d'uranium UO 2 , éventuellement de l'oxyde de plutonium PuO 2 et éventuellement de l'oxyde d'américium AmO 2 et/ou un oxyde d'un autre actinide mineur MO 2 , M étant du neptunium ou du curium comprenant les étapes suivantes : a) une étape de préparation d'une suspension aqueuse comprenant la mise en contact d'eau; éventuellement d'une poudre d'oxyde d'uranium UO 2 , d'une poudre d'oxyde de plutonium PuO 2 et éventuellement d'une poudre d'oxyde d'américium AmO 2 et/ou d'une poudre d'oxyde d'un autre actinide mineur MO 2 , M étant du neptunium ou du curium; d'au moins un additif choisi parmi les agents défloculants, les liants organiques et les mélanges de ceux-ci, le ou lesdits additifs étant ajoutés en une quantité telle que la viscosité dynamique de la suspension aqueuse ne dépasse pas 1000 mPa.s; b) une étape de granulation cryogénique de la suspension préparée en a); c) une étape de lyophilisation des granules obtenus en b), moyennant quoi l'on obtient une poudre comprenant de l'oxyde d'uranium UO 2 , de l'oxyde de plutonium PuO 2 et éventuellement de l'oxyde d'américium AmO 2 et/ou un oxyde d'un autre actinide mineur MO 2 , M étant du neptunium ou du curium.
Abstract:
A fuel assembly for a nuclear reactor, a fuel rod(4) of the fuel assembly, and a ceramic nuclear fuel pellet (10) of the fuel rod are disclosed. The fuel pellet comprises a first fissile material of UB 2 , The boron of the UB 2 is enriched to have a concentration of the isotope 11 B that is higher than for natural B.
Abstract:
The present invention improves the internal gelation process combined with an implementation of the 3D inkjet printing technique for ceramics or metals in order to enable the fabrication of various complex 3D ceramic or metal bodies, such as nuclear fuel pellets and the like.