RU2139581C1 - Композиционный материал для топливных сердечников дисперсионных твэлов - Google Patents
Композиционный материал для топливных сердечников дисперсионных твэлов Download PDFInfo
- Publication number
- RU2139581C1 RU2139581C1 RU98112373A RU98112373A RU2139581C1 RU 2139581 C1 RU2139581 C1 RU 2139581C1 RU 98112373 A RU98112373 A RU 98112373A RU 98112373 A RU98112373 A RU 98112373A RU 2139581 C1 RU2139581 C1 RU 2139581C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- matrix
- zirconium
- fuel
- niobium
- aluminum
- Prior art date
Links
- 239000000446 fuel Substances 0.000 title claims abstract description 34
- 239000002131 composite material Substances 0.000 title claims abstract description 26
- 239000006185 dispersion Substances 0.000 title claims abstract description 11
- 239000011159 matrix material Substances 0.000 claims abstract description 53
- 229910052726 zirconium Inorganic materials 0.000 claims abstract description 25
- 239000010955 niobium Substances 0.000 claims abstract description 22
- QCWXUUIWCKQGHC-UHFFFAOYSA-N Zirconium Chemical compound [Zr] QCWXUUIWCKQGHC-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 21
- 229910052758 niobium Inorganic materials 0.000 claims abstract description 17
- 239000002245 particle Substances 0.000 claims abstract description 17
- 229910052782 aluminium Inorganic materials 0.000 claims abstract description 16
- GUCVJGMIXFAOAE-UHFFFAOYSA-N niobium atom Chemical compound [Nb] GUCVJGMIXFAOAE-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 16
- XAGFODPZIPBFFR-UHFFFAOYSA-N aluminium Chemical compound [Al] XAGFODPZIPBFFR-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 15
- 239000000463 material Substances 0.000 claims abstract description 15
- 239000000203 mixture Substances 0.000 claims abstract description 13
- 229910052751 metal Inorganic materials 0.000 claims abstract description 5
- 239000002184 metal Substances 0.000 claims abstract description 5
- 150000001875 compounds Chemical class 0.000 claims abstract description 3
- GFUGMBIZUXZOAF-UHFFFAOYSA-N niobium zirconium Chemical compound [Zr].[Nb] GFUGMBIZUXZOAF-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract 2
- 229910045601 alloy Inorganic materials 0.000 claims description 11
- 239000000956 alloy Substances 0.000 claims description 11
- 239000011248 coating agent Substances 0.000 claims description 5
- 238000000576 coating method Methods 0.000 claims description 5
- -1 respectively Chemical compound 0.000 claims description 2
- GUCVJGMIXFAOAE-OIOBTWANSA-N niobium-90 Chemical compound [90Nb] GUCVJGMIXFAOAE-OIOBTWANSA-N 0.000 claims 1
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 abstract description 13
- ZGUQGPFMMTZGBQ-UHFFFAOYSA-N [Al].[Al].[Zr] Chemical compound [Al].[Al].[Zr] ZGUQGPFMMTZGBQ-UHFFFAOYSA-N 0.000 abstract 1
- QNTVPKHKFIYODU-UHFFFAOYSA-N aluminum niobium Chemical compound [Al].[Nb] QNTVPKHKFIYODU-UHFFFAOYSA-N 0.000 abstract 1
- 239000000126 substance Substances 0.000 abstract 1
- FCTBKIHDJGHPPO-UHFFFAOYSA-N uranium dioxide Inorganic materials O=[U]=O FCTBKIHDJGHPPO-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 15
- OOAWCECZEHPMBX-UHFFFAOYSA-N oxygen(2-);uranium(4+) Chemical compound [O-2].[O-2].[U+4] OOAWCECZEHPMBX-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 14
- 230000003993 interaction Effects 0.000 description 8
- 238000012360 testing method Methods 0.000 description 5
- 230000008961 swelling Effects 0.000 description 4
- 238000010521 absorption reaction Methods 0.000 description 3
- QVGXLLKOCUKJST-UHFFFAOYSA-N atomic oxygen Chemical compound [O] QVGXLLKOCUKJST-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 3
- 239000011651 chromium Substances 0.000 description 3
- 239000001301 oxygen Substances 0.000 description 3
- 229910052760 oxygen Inorganic materials 0.000 description 3
- 239000007787 solid Substances 0.000 description 3
- 239000006104 solid solution Substances 0.000 description 3
- 229910000551 Silumin Inorganic materials 0.000 description 2
- 230000007423 decrease Effects 0.000 description 2
- 238000002844 melting Methods 0.000 description 2
- 230000008018 melting Effects 0.000 description 2
- 230000005855 radiation Effects 0.000 description 2
- 230000035882 stress Effects 0.000 description 2
- 229910000838 Al alloy Inorganic materials 0.000 description 1
- VYZAMTAEIAYCRO-UHFFFAOYSA-N Chromium Chemical compound [Cr] VYZAMTAEIAYCRO-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910001257 Nb alloy Inorganic materials 0.000 description 1
- 241000124033 Salix Species 0.000 description 1
- XUIMIQQOPSSXEZ-UHFFFAOYSA-N Silicon Chemical compound [Si] XUIMIQQOPSSXEZ-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 238000000137 annealing Methods 0.000 description 1
- SHZGCJCMOBCMKK-KGJVWPDLSA-N beta-L-fucose Chemical compound C[C@@H]1O[C@H](O)[C@@H](O)[C@H](O)[C@@H]1O SHZGCJCMOBCMKK-KGJVWPDLSA-N 0.000 description 1
- 239000011195 cermet Substances 0.000 description 1
- 229910052804 chromium Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000011247 coating layer Substances 0.000 description 1
- 230000000052 comparative effect Effects 0.000 description 1
- 239000002826 coolant Substances 0.000 description 1
- 238000011161 development Methods 0.000 description 1
- 238000009792 diffusion process Methods 0.000 description 1
- 238000005516 engineering process Methods 0.000 description 1
- 238000002474 experimental method Methods 0.000 description 1
- 230000004992 fission Effects 0.000 description 1
- 239000007789 gas Substances 0.000 description 1
- 238000001513 hot isostatic pressing Methods 0.000 description 1
- 229910052738 indium Inorganic materials 0.000 description 1
- 238000011835 investigation Methods 0.000 description 1
- 239000010410 layer Substances 0.000 description 1
- 238000003754 machining Methods 0.000 description 1
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 description 1
- 230000001681 protective effect Effects 0.000 description 1
- 238000011160 research Methods 0.000 description 1
- VSZWPYCFIRKVQL-UHFFFAOYSA-N selanylidenegallium;selenium Chemical compound [Se].[Se]=[Ga].[Se]=[Ga] VSZWPYCFIRKVQL-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910052710 silicon Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000010703 silicon Substances 0.000 description 1
- 230000008646 thermal stress Effects 0.000 description 1
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
Images
Classifications
-
- 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
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
Композиционный материал для топливных сердечников дисперсионных твэлов содержит частицы из тугоплавкого соединения делящегося материала, распределенные в металлической матрице, содержащей элемент, выбранный из группы, включающей цирконий. Матрица дополнительно содержит один из элементов, выбранный из группы, включающей алюминий, ниобий, при следующем содержании компонентов матрицы (мас.%): для композиции из циркония и алюминия соответственно цирконий 56 - 97 и алюминий 44 - 3, а для композиции из циркония и ниобия соответственно цирконий 95-99 и ниобий 5 - 1, при следующем соотношении в материале делящегося и матричного компонентов: делящийся компонент 60 - 75 об. %; матричный компонент - остальное. Изобретение позволит создать композиционный материал для топливных сердечников дисперсионных твэлов с содержанием топливного компонента до 75 об.% при обеспечении повышенных эксплуатационных характеристик (геометрическая стабильность, выгорание, совместимость ядерного топлива с материалом матрицы) с использованием материалов, имеющих низкое сечение захвата тепловых нейтронов. 1 з.п.ф-лы, 2 ил.
Description
Изобретение относится к композиционным материалам для топливных сердечников дисперсионных твэлов, применяемых в ядерных реакторах с водяным теплоносителем.
Известен композиционный материал для топливного сердечника дисперсионного твэла, содержащего частицы диоксида урана (60 об.%) и матрицу из силумина (40 об.%) - сплав на основе алюминия (Al) и кремния (Si) (V.V.Popov. A. D.Karpin, I.A.Isupov. Results of experimental investigations for substantiation of WWER cermet fuel pin performance. Intermational Atomic Energy Agency, Techical Committee Meeting on Research of Fuel Aimed at Low Fission Gas Release. Moscow, Russia, 1-4 October 1996).
Недостатками известного композиционного материала являются неупорядочная структура (не исключается контакт топливных частиц друг с другом), низкая температура плавления материала матрицы (~590oC) и, как следствие, низкие прочностные свойства силумина при эксплуатации в твэлах энергетических реакторов (~450oC), не обеспечивающие компенсацию "твердого" распухания диоксида урана его пористостью.
Известен композиционный материал для топливного сердечника дисперсионного твэла ядерного реактора на быстрых нейтронах, содержащий частицы диоксида урана (60-70 об %), равномерно распределенные в объеме металлической матрицы из хрома (Сr) (В. И. Трефилов, В.Ф. Зеленский, B.П. Ашихмин и др. Разработка и испытания дисперсионного горючего UO2-Cr для высокотемпературных реакторов на быстрых нейтронах. Радиационное материаловедение, Т.8. с. 103-111. Труды Международной конференции по радиационному материаловедению, Алушта, 22-25 мая 1990г.).
Недостаток известного композиционного материала заключается в том, что материал матрицы имеет значительное сечение поглощения тепловых нейтронов, что снижает эффективность использования топлива в реакторах на тепловых нейтронах типа ВВЭР.
Наиболее близким к предлагаемому композиционному материалу по решаемой технической задаче является композиционный материал, содержащий частицы диоксида урана (UO2), распределенные в объеме металлической матрицы из циркония (Zr). Между частицами UO2 и Zr может быть размещен подслой из ниобия (Nb) (Д. М. Скоров. Реакторное материаловедение, Атомиздат, Москва, 1966г., с. 166). Подслой вводится с целью исключения взаимодействия между UO2 и Zr.
Недостатками известного дисперсионного топлива являются неупорядочная структура, низкое объемное содержание ядерного топлива (не более 50%), недостаточные прочностные характеристики Zr для компенсации "твердого" распухания диоксида урана его пористостью, не достигается совместимость диоксида урана с Zr при использовании Nb в качестве подслоя.
Анализ известных композиционных материалов для топливных сердечников дисперсионных твэлов, используемых в реакторах на тепловых нейтронах, показывает, что в настоящее время отсутствует композиционный материал, в котором одновременно сочетались бы такие положительные качества, определяющие высокий уровень эксплуатационных характеристик твэла и его надежность, как матричная структура с высоким содержанием ядерного топлива до 75 об.%, высокие прочностные характеристики материала матрицы, обеспечивающие распухание композиционного материала на уровне не более 1% с низким сечением захвата тепловых нейтронов материалом матрицы и отсутствием взаимодействия ядерного топлива с матрицей.
В основу заявляемого изобретения положена задача создания композиционного материала для топливных сердечников дисперсионных твэлов с содержанием топливного компонента до 75 об.%, при обеспечении повышенных эксплуатационных характеристик (геометрическая стабильность, выгорание, совместимость ядерного топлива с материалом матрицы) с использованием материалов, имеющих низкое сечение захвата тепловых нейтронов.
Для решения поставленной задачи предлагается композиционный материал, содержащий частицы из тугоплавкого соединения делящегося материала, распределенные в металлической матрице, содержащей элемент, выбранный из группы, включающей цирконий, отличающийся от ближайшего аналога тем, что матрица дополнительно содержит один из элементов, выбранный из группы, включающей алюминий, ниобий, при следующем содержании компонентов матрицы (мас.%): для композиции из циркония и алюминия соответственно - цирконий 97-56 и алюминий 3-44, а для композиции из циркония и ниобия соответственно - цирконий 95-99 и ниобий 5 - 1, при следующем соотношении в материале делящегося и матричного компонентов (об.%): делящийся компонент 60-75, матричный компонент - остальное.
Кроме того, в композиционном материале частицы делящегося материала могут быть снабжены дополнительным покрытием из сплава на основе ниобия и циркония, имеющего структуру сплошного слоя толщиной 5-10 мкм, при следующем соотношении компонентов сплава (мас.%): ниобий 90-96, цирконий - остальное.
Сущность предлагаемого композиционного материала заключается в следующем.
Дополнительное введение в матрицу, содержащую цирконий, одного из таких элементов как алюминий или ниобий, обеспечивает повышение прочностных характеристик материала (предел текучести, характеристики ползучести) до значений, достаточных для компенсации "твердого" распухания ядерного топлива его пористостью. По результатам экспериментальных исследований такие условия обеспечиваются при создании в топливных частицах сжимающих напряжений не меньше 30 МПа.
В композиционном материале с объемной долей ядерного топлива - диоксида урана (UO2) или оксида плутония (PuO2-x) равной 60% матрица на основе циркония с содержанием ниобия 1 мас.% или матрица на основе циркония с содержанием алюминия 3 мас.% создают в топливных частицах достаточные сжимающие напряжения. Цирконий не обладает достаточными прочностными свойствами. С повышением объемной доли ядерного топлива необходимо увеличивать прочностные характеристики материала матрицы. При объемной доле ядерного топлива 75% матрица должна содержать ниобий 5 мас.% или алюминий 8 мас.%. Использование матрицы с более высоким содержанием ниобия при рассматриваемом содержании ядерного топлива в композиции нежелательно. Это увеличивает сечение поглощения тепловых нейтронов материалом матрицы.
С увеличением содержания алюминия с 8 до 44 мас.% в матрице повышается коэффициент теплопроводности композиционного материала в несколько раз (коэффициент теплопроводности сплава Zr8Al равен 15 Вт/м C, а у сплава Zr44Al - 44 Вт/м C). Это свойство может быть использовано при снижении термических напряжений в элементах конструкции твэла. Использование матрицы с содержанием алюминия больше 44 мас.% ограничивается низкой температурой плавления твердого раствора алюминия в цирконии. Введение алюминия в больших количествах в матрицу незначительно изменяет сечение поглощения тепловых нейтронов.
Высокую эффективность введенного на топливные частицы дополнительного покрытия из сплава на основе Nb и Zr, выполняющего функцию защитного подслоя, можно объяснить малой растворимостью кислорода в рассматриваемых сплавах, при концентрациях циркония (до 10 мас.%.) в ниобии, обеспечивающих структуру твердого раствора. Растворимость кислорода в твердом растворе минимальна при концентрации Zr в Nb, равной 4-5 мас.%.
Сопоставительные тепловые испытаний при температурах (800- 1000oC) образцов дисперсионной композиции на основе диоксида урана с различными материалами матрицы (Zr1Nb, Zr9Al, Zr22Al, Zr44Al) без подслоя между топливными частицами и матрицей и с различными подслоями (Nb, Nb5Zr, Nb15Zr) толщиной 5-10 мкм подтвердили высокую эффективность подслоя из Nb5Zr в повышении совместимости ядерного топлива с материалом матрицы. После изотермических отжигов (850oC, 4 часа) в композиционных материалах с матрицей из Zr1Nb сплава обнаружены следы взаимодействия материала матрицы с диоксидом урана, которое проявляется в виде изменения микротвердости матрицы по толщине покрытия и возникновения зон повышенной травимости толщиной ~15 мкм в матрице, прилегающей к частице диоксида урана. Максимальную микротвердость (1140±194 МПа) имеет слой покрытия, прилегающий к поверхности диоксида урана. Микротвердость матрицы вне зоны взаимодействия равна 72O±68 МПа. Глубина зоны взаимодействия возрастает с увеличением времени и температуры испытания. Такое взаимодействие можно объяснить диффузией кислорода из диоксида урана. Такой же характер взаимодействия выявлен при температурах более 950oC в композициях с матрицей из сплава на основе Zr, Al и в композициях с подслоями из Nb и Nb15Zr. Микротвердость подслоя ив Nb5Zr во всех композициях после тепловых испытаний снижается. Так после испытаний при температуре 1000oC снижается с 475±45 МПа (исходное значение) до 260±36 МПа.
Эксперименты подтвердили, что при принятой технологии изготовления дисперсионной композиции толщина подслоя 5 мкм и больше предотвращает взаимодействие диоксида урана с матрицей. Введение подслоя толщиной больше 10 мкм нежелательно, так как приводит к увеличению количества ниобия в матрице, что повышает сечение захвата тепловых нейтронов матрицей.
Структура заявляемого материала приведена на фиг.1, 2, где 1 - диоксид урана, 2 - материал матрицы, 3 - подслой между диоксидом урана и матрицей. На фиг. 1 приведена структура композиционного материала с матрицей из Zr, Al сплава (а -объемная доля ядерного топлива 65%, Х75, травленный; б -объемная доля ядерного топлива 75%, Х100). На фиг. 2 приведена структура композиционного материала с матрицей из Zr, Nb сплава с подслоем из Nb5Zr (объемная доля топлива 75%, Х100, травленный).
Предлагаемый композиционный материал получен по технологической схеме, которая включает следующие основные операции: получение топливных частиц, нанесение на них покрытия необходимого состава, горячее изостатическое прессование контейнера с покрытыми топливными частицами и последующую механическую обработку. По такой схеме изготовлен композиционный материал с матричной структурой с содержанием ядерного топлива до 75%.
Claims (1)
1. Композиционный материал для топливных сердечников дисперсионных твэлов, содержащий частицы из тугоплавкого соединения делящегося материала, распределенные в металлической матрице, содержащей элемент, выбранный из группы, включающей цирконий, отличающийся тем, что матрица дополнительно содержит один из элементов, выбранный из группы, включающей алюминий, ниобий, при следующем содержании компонентов матрицы, мас.%: для композиции из циркония и алюминия соответственно цирконий 56 - 97 и алюминий 44 - 3, а для композиции из циркония и ниобия соответственно цирконий 95 - 99 и ниобий 5 - 1, при следующем соотношении в материале делящегося и матричного компонентов, об.%:
Делящийся компонент - 60 - 75
Матричный компонент - Остальное
2. Композиционный материал по п.1, отличающийся тем, что частицы делящегося материала снабжены дополнительным покрытием из сплава на основе ниобия и циркония, имеющего структуру сплошного слоя толщиной 5 - 10 мкм, при следующем соотношении компонентов сплава, мас.%:
Ниобий - 90 - 96
Цирконий - Остальное
Делящийся компонент - 60 - 75
Матричный компонент - Остальное
2. Композиционный материал по п.1, отличающийся тем, что частицы делящегося материала снабжены дополнительным покрытием из сплава на основе ниобия и циркония, имеющего структуру сплошного слоя толщиной 5 - 10 мкм, при следующем соотношении компонентов сплава, мас.%:
Ниобий - 90 - 96
Цирконий - Остальное
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU98112373A RU2139581C1 (ru) | 1998-06-23 | 1998-06-23 | Композиционный материал для топливных сердечников дисперсионных твэлов |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU98112373A RU2139581C1 (ru) | 1998-06-23 | 1998-06-23 | Композиционный материал для топливных сердечников дисперсионных твэлов |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2139581C1 true RU2139581C1 (ru) | 1999-10-10 |
Family
ID=20207808
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU98112373A RU2139581C1 (ru) | 1998-06-23 | 1998-06-23 | Композиционный материал для топливных сердечников дисперсионных твэлов |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2139581C1 (ru) |
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2181913C2 (ru) * | 2000-08-14 | 2002-04-27 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Всероссийский научно-исследовательский институт неорганических материалов им. академика А.А. Бочвара" | Способ получения пористых металлокерамических изделий из карбидов тугоплавких металлов |
| RU2231141C2 (ru) * | 2002-01-14 | 2004-06-20 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Всероссийский научно-исследовательский институт неорганических материалов им. акад. А.А. Бочвара" | Композиционный топливный материал и способ его изготовления |
| RU2522744C2 (ru) * | 2012-01-11 | 2014-07-20 | Российская Федерация, от имени которой выступает Госкорпорация "Росатом" | Композиционный топливный модельный материал с инертной пористой металлической матрицей и способ его изготовления |
Citations (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US4006096A (en) * | 1970-12-24 | 1977-02-01 | Kernforschungsanlage Julich Gesellschaft Mit Beschrankter Haftung | Method of making fissionable-fuel and fertile breeder materials for nuclear reactors |
| US4430276A (en) * | 1981-10-02 | 1984-02-07 | Westinghouse Electric Corp. | Method of making stable UO2 fuel pellets |
| EP0376583A1 (en) * | 1988-12-29 | 1990-07-04 | General Atomics | Nuclear fuel particles and method of making nuclear fuel compacts |
-
1998
- 1998-06-23 RU RU98112373A patent/RU2139581C1/ru active
Patent Citations (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US4006096A (en) * | 1970-12-24 | 1977-02-01 | Kernforschungsanlage Julich Gesellschaft Mit Beschrankter Haftung | Method of making fissionable-fuel and fertile breeder materials for nuclear reactors |
| US4430276A (en) * | 1981-10-02 | 1984-02-07 | Westinghouse Electric Corp. | Method of making stable UO2 fuel pellets |
| EP0376583A1 (en) * | 1988-12-29 | 1990-07-04 | General Atomics | Nuclear fuel particles and method of making nuclear fuel compacts |
Non-Patent Citations (2)
| Title |
|---|
| Скоров Д.М. Реакторное материаловедение. - М.: Атомиздат, 1966, с. 166. * |
| Трофимов В.И. и др. Разработка и испытания дисперсионного горючего UO 2 -Cr для высокотемпературных реакторов на быстрых нейтронах. Радиационное материаловедение. Т.8, с. 103-111. Труды Международной конференции по радиационному материаловедению. - Алушта: 22-25 мая 1990. * |
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2181913C2 (ru) * | 2000-08-14 | 2002-04-27 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Всероссийский научно-исследовательский институт неорганических материалов им. академика А.А. Бочвара" | Способ получения пористых металлокерамических изделий из карбидов тугоплавких металлов |
| RU2231141C2 (ru) * | 2002-01-14 | 2004-06-20 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Всероссийский научно-исследовательский институт неорганических материалов им. акад. А.А. Бочвара" | Композиционный топливный материал и способ его изготовления |
| RU2522744C2 (ru) * | 2012-01-11 | 2014-07-20 | Российская Федерация, от имени которой выступает Госкорпорация "Росатом" | Композиционный топливный модельный материал с инертной пористой металлической матрицей и способ его изготовления |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| Chen et al. | Recent studies on potential accident-tolerant fuel-cladding systems in light water reactors: S.-L. Chen et al. | |
| Kim et al. | Development status of accident-tolerant fuel for light water reactors in Korea | |
| Minato et al. | Fission product palladium-silicon carbide interaction in HTGR fuel particles | |
| Meyer et al. | Fuel development for gas-cooled fast reactors | |
| Lee et al. | Nuclear applications for ultra‐high temperature ceramics and MAX phases | |
| KR101733832B1 (ko) | 핵연료, 핵연료 요소, 핵연료 어셈블리 및 핵연료의 제조 방법 | |
| Gosset | Absorber materials for Generation IV reactors | |
| Minato et al. | Deterioration of ZrC-coated fuel particle caused by failure of pyrolytic carbon layer | |
| EP0347638B1 (en) | Alloy coated nuclear fuel cladding | |
| RU2139581C1 (ru) | Композиционный материал для топливных сердечников дисперсионных твэлов | |
| Wongsawaeng | Performance modeling of Deep Burn TRISO fuel using ZrC as a load-bearing layer and an oxygen getter | |
| Stahl | Fuels for research and test reactors, status review: July 1982 | |
| US5267290A (en) | Zirconium alloy absorber layer | |
| Lindemer et al. | Kernel migration for HTGR fuels from the system Th‐U‐Pu‐C‐O‐N | |
| Troyanov et al. | Cermet fuel in a light water reactor: a possible way to improve safety. Part I. Fabrication and characterization | |
| Savchenko et al. | Review of AA Bochvar Institute Activities in Developing Potentially Accident Tolerant Fuel for Light Water Reactors | |
| Makenas et al. | SP‐100 Fuel Pin Performance: Results from Irradiation Testing | |
| Lundberg et al. | Nuclear fuels for very high temperature applications | |
| Gomes et al. | Improving performance with accident tolerant-fuels | |
| RU2328783C1 (ru) | Микротвэл ядерного реактора | |
| Hastings et al. | High burnup performance of annular UO2 fuel with inter-pellet graphite discs | |
| Savchenko et al. | Zirconium matrix alloys for uranium-intensive dispersion fuel compositions | |
| US6334963B1 (en) | Absorbent neutronic composite material and method for producing same | |
| Banerjee et al. | 10-Nuclear Fuels | |
| Mills et al. | Irradiation effects on dispersion type BeO-UO2 fuels for ebor |