Abstract:
Procédé de fabrication d'un composant nucléaire composite comprenant i) un support contenant un substrat comprenant une matière métallique et une matière céramique (1), le substrat (1) étant revêtu ou non d'une couche intercalaire (3) positionnée entre le substrat (1) et au moins une couche protectrice (2)et ii) la couche protectrice (2)composée d'une matière protectrice comprenant du chrome; le procédé comprenant une étape a) de vaporisation d'une solution mère suivie d'une étape b) de dépôt de la couche protectrice(2)sur le support avec un procédéde dépôt DLI-MOCVD. Composant nucléaire composite comprenant i) un support contenant un substrat comprenant une matière métallique et une matière céramique (1), le substrat (1) étant revêtu ou non d'une couche intercalaire (3) positionnée entre le substrat (1) et au moins une couche protectrice (2)et ii) la couche protectrice (2)composée d'une matière protectrice comprenant du chrome; le procédé comprenant une étape a) de vaporisation d'une solution mère suivie d'une étape b) de dépôt de la couche protectrice (2)sur le support avec un procédé de dépôt DLI-MOCVD.Le composant nucléaire composite présente une résistance améliorée à l'oxydation et/ou la migration de matière non désirée. L'invention concerne également l'utilisation du composant nucléaire composite pour lutter contre l'oxydation et/ou la dégradation de la matière céramique contenue dans le substrat.
Abstract:
L'invention a trait à un procédé de préparation d'un combustible comprenant une solution solide d'oxyde d'uranium et d'au moins un actinide mineur et éventuellement de plutonium et/ou de thorium de composition prédéterminée comprenant successivement les étapes suivantes : a) une étape de mise en contact d'une poudre d'oxyde(s) d'uranium, d'au moins une poudre d'oxyde d'actinide(s) mineur(s) et éventuellement d'une poudre d'oxyde de plutonium et/ou d'une poudre de thorium; b) une étape du compactage sous forme d'au moins une pastille du mélange obtenu en a); c) une étape de traitement thermique de la ou les pastilles obtenues en b) dans des conditions efficaces pour l'obtention de la solution solide susmentionnée; d) une étape de broyage en poudre de la ou les pastilles obtenues à l'issue de l'étape c); e) une étape de compactage sous forme d'au moins une pastille de la poudre obtenue en d); f) une étape de frittage de la ou les pastilles obtenues en e).
Abstract:
A packing device for filling fuel elements with a powder through a fill aperture in an outer shell of the fuel element, including a stationary base, a clamp assembly including a body defining a bore therein, the bore being configured to slidably receive a fuel element therein, wherein the clamp assembly is movable along a vertical axis with respect to the stationary base, a cam assembly including a cam and a drive motor configured to rotate the cam, wherein rotation of the cam alternatingly raises the clamp assembly up along the vertical axis and subsequently drops the clamping assembly, and a powder reservoir assembly including a powder reservoir and a fill needle in fluid communication with the powder reservoir.
Abstract:
Various embodiments of a nuclear fuel for use in various types of nuclear reactors and/or waste disposal systems are disclosed. One exemplary embodiment of a nuclear fuel may include a fuel element having a plurality of tristructural-isotropic fuel particles embedded in a silicon carbide matrix. An exemplary method of manufacturing a nuclear fuel is also disclosed. The method may include providing a plurality of tristructural-isotropic fuel particles, mixing the plurality of tristructural- isotropic fuel particles with silicon carbide powder to form a precursor mixture, and compacting the precursor mixture at a predetermined pressure and temperature.
Abstract:
L'invention a trait à un procédé de préparation d'un combustible formé d'une solution solide d'oxyde d'uranium et de plutonium de composition prédéterminée comprenant successivement les étapes suivantes : a) une étape de mise en contact d'une poudre d'oxyde(s) d'uranium et d'une poudre d'oxyde de plutonium; b) une étape du compactage sous forme d'au moins une pastille du mélange obtenu en a); c) une étape de traitement thermique des pastilles obtenues en b) dans des conditions efficaces pour l'obtention de la solution solide susmentionnée; d) une étape de broyage en poudre des pastilles obtenues à l'issue de l'étape c); e) une étape de compactage sous forme d'au moins une pastille de la poudre obtenue en d); f) une étape de frittage de la ou les pastilles obtenues en e).
Abstract:
A nuclear fuel includes a volume of a nuclear fuel material defined by a surface, the nuclear fuel material including a plurality of grains, some of the plurality of grains having a characteristic length along at least one dimension that is smaller than or equal to a selected distance, wherein the selected distance is suitable for maintaining adequate diffusion of a fission product from a grain interior to a grain boundary in some of the grains, the nuclear fuel material including a boundary network configured to transport the fission product from at least one grain boundary of some of the grains to the surface of the volume of the nuclear fuel material.