RU2581846C1 - Method of testing for compatibility of nuclear fuel powder with material of fuel element cladding - Google Patents
Method of testing for compatibility of nuclear fuel powder with material of fuel element cladding Download PDFInfo
- Publication number
- RU2581846C1 RU2581846C1 RU2015107111/07A RU2015107111A RU2581846C1 RU 2581846 C1 RU2581846 C1 RU 2581846C1 RU 2015107111/07 A RU2015107111/07 A RU 2015107111/07A RU 2015107111 A RU2015107111 A RU 2015107111A RU 2581846 C1 RU2581846 C1 RU 2581846C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- fuel
- powder
- nuclear fuel
- crucible
- uranium
- Prior art date
Links
Images
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C17/00—Monitoring; Testing ; Maintaining
- G21C17/06—Devices or arrangements for monitoring or testing fuel or fuel elements outside the reactor core, e.g. for burn-up, for contamination
-
- 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
- G21C3/02—Fuel elements
- G21C3/04—Constructional details
- G21C3/045—Pellets
- G21C3/047—Pellet-clad interaction
-
- 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
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
Description
Предлагаемое изобретение относится к атомной промышленности и может найти использование в научно-исследовательских лабораториях, занимающихся определением свойств ядерного топлива и обоснованием работоспособности твэлов нового поколения с высокоплотным ядерным топливом.The present invention relates to the nuclear industry and may find use in research laboratories involved in determining the properties of nuclear fuel and substantiating the operability of new-generation fuel rods with high-density nuclear fuel.
В настоящее время в качестве ядерного топлива современных реакторов рассматриваются оксидное (UO2), смешанное оксидное (UPuO2), металлическое (U, U-Pu), нитридное (UN) и смешанное нитридное ядерное топливо (UPuN). В качестве конструкционного материала оболочки твэла предложено использовать коррозионно-стойкие стали ферритно-мартенситного и аустенитного классов (стали ЭП-450 и 450 ДУО, 823, Х18Н10Т и т.п.), а также циркониевые сплавы (сплавы Э-110, Э-125). Одним из ключевых моментов эксплуатации композиции «ядерное топливо - материал оболочки твэла» является вопрос взаимодействия ядерного топлива и оболочки из стали или циркония, которое наступает по достижению выгораний 8-12% ТА, в диапазоне рабочих температур (400-700°C), что связано с повышенным содержанием в ядерном топливе углерода и кислорода (для нитридного топлива), высокий кислородный потенциал (для оксидного топлива) а также наличие химически активных продуктов деления, образующихся в процессе облучения топлива (йод, цезий, теллур). Обозначенная проблема требует применения различных технологических мер. Проверка реализуемости предложенных методов по снижению взаимодействия может быть проведена в ходе реакторных испытаний или диффузионных лабораторных испытаний. Для предварительной оценки характера взаимодействия ядерного топлива с оболочкой твэла применяются диффузионные испытания, результаты которых позволяют проводить предварительное обоснование и поиск методов по снижению взаимодействия в системе «ядерное топливо - оболочка твэла».Currently, oxide (UO 2 ), mixed oxide (UPuO 2 ), metal (U, U-Pu), nitride (UN) and mixed nitride nuclear fuel (UPuN) are considered as nuclear fuel of modern reactors. It is proposed to use corrosion-resistant steels of ferritic-martensitic and austenitic grades (EP-450 and 450 DUO, 823, Kh18N10T, etc.) as well as zirconium alloys (E-110, E-125 alloys as a structural material for the fuel cladding of a fuel rod). ) One of the key aspects of the operation of the composition “nuclear fuel - fuel cladding material” is the issue of the interaction of nuclear fuel and a shell made of steel or zirconium, which occurs upon reaching burnups of 8-12% TA, in the operating temperature range (400-700 ° C), which due to the increased content of carbon and oxygen in nuclear fuel (for nitride fuel), high oxygen potential (for oxide fuel), as well as the presence of chemically active fission products formed during fuel irradiation (iodine, cesium, tellurium). The identified problem requires the application of various technological measures. Verification of the feasibility of the proposed methods to reduce interaction can be carried out during reactor tests or diffusion laboratory tests. For a preliminary assessment of the nature of the interaction of nuclear fuel with the cladding of a fuel element, diffusion tests are used, the results of which allow preliminary substantiation and the search for methods to reduce the interaction in the "nuclear fuel - cladding of a fuel element" system.
Известен способ получения диффузионных пар топливо - оболочка, так называемых «сэндвичей» путем деформации и диффузионной сварки (см. патент US 3927817 А). Способ основан на соединении металлических заготовок в многослойную структуру, которые затем подвергаются горячей прокатке, в результате пластической деформации слоев происходит диффузионная сварка. После прокатки удается получить «пакет», который может быть использован как для изготовления промышленных изделий, так и для лабораторных испытаний.A known method of producing diffusion pairs of fuel - shell, the so-called "sandwiches" by deformation and diffusion welding (see patent US 3927817 A). The method is based on the connection of metal billets into a multilayer structure, which are then subjected to hot rolling, diffusion welding occurs as a result of plastic deformation of the layers. After rolling, it is possible to obtain a “package”, which can be used both for the manufacture of industrial products, and for laboratory tests.
Также известен способ испытания на совместимость и исследование взаимной диффузии (Гуров К.П., Карташкин Б.А., Угастэ Ю.Э. Взаимная диффузия в многофазных металлических системах. - М.: Наука, 1981. - 350 с. ), принятый в качестве прототипа, заключающийся в том, что формируют диффузионную пару топливо-оболочка за счет прижима в струбцине из молибдена или тантала исследуемой пары топливо-оболочка и подвергают отжигу в инертной атмосфере сборку «струбцина-топливо-оболочка». После отжига диффузионную пару топливо-оболочка извлекают из струбцины, разрезают поперек и проводят исследование слоя взаимодействия методами микрорентгеноспектрального анализа, оптической микроскопии и т.д.Also known is a test method for compatibility and study of mutual diffusion (Gurov K.P., Kartashkin B.A., Ugaste Yu.E. Mutual diffusion in multiphase metal systems. - M .: Nauka, 1981. - 350 p.), Adopted as a prototype, which consists in the formation of a diffusion pair of fuel-shell due to the clamp in the clamp of molybdenum or tantalum of the studied pair of fuel-shell and annealed in an inert atmosphere assembly "clamp-fuel-shell". After annealing, the diffusion pair of the fuel – shell is removed from the clamp, cut across and the interaction layer is studied by X-ray spectral analysis, optical microscopy, etc.
Основные недостатки известного способа связаны с тем, что на стадии прижима в случае испытаний твердых материалов (особенно керамических) невозможен плотный контакт исследуемых материалов (адгезии), в результате чего взаимная диффузия затруднена. Сильное сжатие образцов ядерного топлива и конструкционного материала приводит к растрескиванию топлива. Также в указанном способе приготовления диффузионных пар за счет соединения двух образцов исключено введение имитаторов химически активных продуктов деления.The main disadvantages of this method are related to the fact that at the pressing stage in the case of testing solid materials (especially ceramic), tight contact of the materials under study (adhesion) is impossible, as a result of which mutual diffusion is difficult. Strong compression of nuclear fuel samples and structural material leads to fuel cracking. Also in the specified method for the preparation of diffusion pairs by combining two samples excluded the introduction of imitators of chemically active fission products.
Таким образом, технический результат направлен на повышение контакта (адгезии) образцов ядерного топлива и конструкционного материала при проведении диффузионных испытаний металлического и керамического ядерного топлива (нитридного или оксидного ядерного топлива) и оболочек из коррозионно-стойких сталей или циркония, что позволит повысить качество диффузионных испытаний. Кроме того, результат диффузионных испытаний приближен к реакторным за счет введения между исследуемыми материалами имитаторов продуктов деления, в том числе и химически активных.Thus, the technical result is aimed at improving the contact (adhesion) of nuclear fuel samples and structural material during diffusion tests of metallic and ceramic nuclear fuel (nitride or oxide nuclear fuel) and shells made of corrosion-resistant steels or zirconium, which will improve the quality of diffusion tests . In addition, the result of diffusion tests is close to the reactor due to the introduction of fission products simulators, including chemically active ones, between the studied materials.
Технический результат достигается тем, что в предлагаемом способе испытания на совместимость порошка ядерного топлива с материалом оболочки твэла, заключающемся в отжиге диффузионной пары порошка ядерного топлива и оболочки твэла, предварительно из материала оболочки твэла изготавливают тигель с крышкой, причем внутреннюю поверхность тигля полируют, после чего в тигель запрессовывают порошок испытуемого ядерного топлива вместе с имитаторами продуктов деления и проводят герметизацию тигля в инертной газовой среде с последующим отжигом в диапазоне температур 600-1000°C.The technical result is achieved by the fact that in the proposed method for testing the compatibility of nuclear fuel powder with the material of the cladding of a fuel rod, which consists in annealing a diffusion pair of powder of nuclear fuel and the cladding of a fuel rod, a crucible with a lid is first made from the material of the cladding of the fuel rod, and the inner surface of the crucible is polished, after which the test nuclear fuel powder is pressed into the crucible together with the fission product simulators and the crucible is sealed in an inert gas medium, followed by annealing hom in the temperature range of 600-1000 ° C.
В частном случае в качестве ядерного топлива используют порошок урана, полученный или помолом стружки, или методом гидрирования-дегидрирования.In a particular case, uranium powder obtained either by grinding chips or by the hydrogenation-dehydrogenation method is used as nuclear fuel.
В частном случае в качестве ядерного топлива используют порошок мононитрида урана крупностью 10-20 мкм, полученного из исходного металлического урана путем последовательного гидрирования-дегидрирования и азотирования урановой стружки. В этом случае порошок мононитрида урана характеризуется меньшим содержанием кислорода и углерода (менее 0,01 мас. % для каждого элемента), что существенно снижает величину взаимодействия с конструкционным материалом.In a particular case, uranium monitride powder with a particle size of 10-20 μm obtained from the initial metal uranium by successive hydrogenation-dehydrogenation and nitriding of uranium chips is used as nuclear fuel. In this case, uranium mononitride powder is characterized by a lower oxygen and carbon content (less than 0.01 wt.% For each element), which significantly reduces the magnitude of the interaction with the structural material.
В частном случае для изготовления тигля и крышки используют коррозионно-стойкую сталь или сплавы циркония.In the particular case, corrosion-resistant steel or zirconium alloys are used to make the crucible and lid.
В частном случае внутреннюю поверхность тигля полируют до значений шероховатости Ra=0,16-0,125 мкм, что позволяет улучшить контакт между частицами порошка и внутренней поверхностью тигля.In a particular case, the inner surface of the crucible is polished to roughness values Ra = 0.16-0.125 μm, which improves contact between the powder particles and the inner surface of the crucible.
В частном случае крышку тигля изготавливают в виде усеченного конуса.In the particular case, the lid of the crucible is made in the form of a truncated cone.
В частном случае в тигель загружают порошок ядерного топлива с добавками имитаторов химически активных продуктов деления.In a particular case, a nuclear fuel powder with additives of simulators of chemically active fission products is loaded into a crucible.
В частном случае в качестве имитаторов химически активных продуктов деления используют йод, и/или цезий, и/или теллур, количество которых соответствует глубине выгорания ядерного топлива в интервале 60-150 ГВтсут/тU.In a particular case, iodine and / or cesium and / or tellurium are used as imitators of chemically active fission products, the amount of which corresponds to the burnup depth of nuclear fuel in the range of 60-150 GWs / tU.
Предложенный способ диффузионных испытаний позволяет проводить дореакторные испытания на совместимость ядерного топлива с конструкционными материалами, а также иных материалов высокой твердости. Применение порошковой засыпки позволяет проводить диффузионные испытания в присутствии имитаторов химически активных продуктов деления.The proposed diffusion test method allows for pre-reactor tests for compatibility of nuclear fuel with structural materials, as well as other materials of high hardness. The use of powder filling allows diffusion tests in the presence of imitators of chemically active fission products.
Ниже приведены примеры реализации предлагаемого способа диффузионных испытаний ядерного топлива и конструкционного материала (оболочки).Below are examples of the implementation of the proposed method of diffusion testing of nuclear fuel and structural material (shell).
Пример 1. Для оценки взаимодействия металлического топлива с оболочкой из коррозионно-стойкой стали применяли порошки сплавов урана с молибденом и урана с цирконием, для получения которых использовали прутки сплава урана с молибденом или цирконием, которые разрезали дисковой фрезой (скорость вращения 180 об/мин, подача 28 мм/мин), зону фрезерования непрерывно охлаждали маслом И-20А. При указанных параметрах резания на выходе получили чешуеобразную стружку размером ~4 мм. Стружку промывали ацетоном и дихлорэтаном для удаления масла. Для удаления оксидной пленки с поверхности стружки ее поместили на 15 мин в 20% раствор азотной кислоты. Для удаления кислоты стружку промывали дистиллированной водой 3 раза. Сразу после травления всю стружку загрузили в стаканы высокоэнергетической шаровой мельницы и провели помол при скорости вращения стаканов 400 об/мин, в течение 15 минут, при указанных значениях помола получили порошок уранового сплава крупностью 10-25 мкм.Example 1. To assess the interaction of metallic fuel with a shell made of corrosion-resistant steel, we used powders of alloys of uranium with molybdenum and uranium with zirconium, to obtain which we used rods of an alloy of uranium with molybdenum or zirconium, which were cut with a disk mill (rotation speed 180 rpm, feed 28 mm / min), the milling zone was continuously cooled with I-20A oil. With the specified cutting parameters, a flake-like shaving of ~ 4 mm in size was obtained at the output. The chips were washed with acetone and dichloroethane to remove oil. To remove the oxide film from the surface of the chip, it was placed for 15 min in a 20% solution of nitric acid. To remove acid, the chips were washed with distilled water 3 times. Immediately after etching, all the chips were loaded into glasses of a high-energy ball mill and grinding was performed at a glass rotation speed of 400 rpm for 15 minutes, at the indicated grinding values, a uranium alloy powder with a particle size of 10-25 μm was obtained.
Пример 2. Для предварительной оценки взаимодействия нитридного топлива с коррозионно-стойкой сталью использовали порошок мононитрида урана. Для получения порошка мононитрида урана использовали стружку металлического урана крупностью 1-3 мм, которую загрузили в стакан из оксида бериллия, который поместили в вакуумную печь типа СШВЛ. Затем провели откачку форвакуумным и диффузионным насосами до остаточного давления 5·10-3 Па. Провели отжиг стружки в вакууме при 250-300°C, что позволило удалить адсорбированные газы, а также активировать поверхность порошка. Заполнили объем печи водородом и нагрели до 250°C и выдержали 30 мин, затем перекрыли подачу водорода, температуру повысили до 400°C и проводили откачку ампулы с порошком в течение 1 часа до остаточного давления 5·10-3 Па. На этой стадии металлический уран в ходе последовательного гидрирования-дегидрирования превратился в активный порошок с развитой удельной поверхностью, который впоследствии хорошо реагирует с азотом. Затем снизили температуру до 250°C, снова заполнили печь водородом, после выдержки 30 мин перекрыли подачу водорода, повысили температуру до 400°C и снова откачивали ампулу в течение 1 часа при этой температуре. В результате проведенных циклов «гидрирования-дегидрирования» получили порошок металлического урана крупностью 15-20 мкм. Увеличение количества циклов «гидрирования-дегидрирования» приводит к уменьшению крупности порошка. После 3 циклов «гидрирования-дегидрирования» заполнили объем печи азотом, температуру повысили до 800°C и выдержали порошок урана в течение 1 часа. В результате был получен порошок полуторного нитрида U2N3, крупность которого составила ~15 мкм. После получения порошка U2N3 приступили к получению мононитрида урана, для чего перекрыли подачу азота и повысили температуру до 1100°C при непрерывной откачке. Длительность этой стадии составила ~30 мин. По окончанию процесса был получен мононитрид урана с крупностью порошинок ~10 мкм (см. Фиг. 1 и 2).Example 2. For a preliminary assessment of the interaction of nitride fuel with corrosion-resistant steel, uranium mononitride powder was used. To obtain uranium mononitride powder, a shavings of metal uranium with a size of 1-3 mm was used, which was loaded into a glass of beryllium oxide, which was placed in a vacuum furnace of the type SHVL. Then, pumping was carried out by forevacuum and diffusion pumps to a residual pressure of 5 · 10 -3 Pa. The chips were annealed in vacuum at 250-300 ° C, which allowed the removal of adsorbed gases, as well as activation of the powder surface. The furnace volume was filled with hydrogen and heated to 250 ° C and held for 30 min, then the hydrogen supply was shut off, the temperature was increased to 400 ° C and the ampoule with the powder was pumped out for 1 hour to a residual pressure of 5 × 10 -3 Pa. At this stage, metal uranium during sequential hydrogenation-dehydrogenation turned into an active powder with a developed specific surface, which subsequently reacts well with nitrogen. Then the temperature was lowered to 250 ° C, the furnace was again filled with hydrogen, after 30 minutes the hydrogen supply was shut off, the temperature was increased to 400 ° C and the ampoule was again pumped out for 1 hour at this temperature. As a result of the conducted cycles of "hydrogenation-dehydrogenation" received powder of uranium metal with a particle size of 15-20 microns. An increase in the number of hydrogenation-dehydrogenation cycles leads to a decrease in powder fineness. After 3 cycles of “hydrogenation-dehydrogenation”, the furnace volume was filled with nitrogen, the temperature was raised to 800 ° C, and the uranium powder was held for 1 hour. As a result, a powder of one and a half nitride U 2 N 3 was obtained, the size of which was ~ 15 μm. After receiving the powder, U 2 N 3 started to obtain uranium mononitride, for which they shut off the nitrogen supply and raised the temperature to 1100 ° C with continuous pumping. The duration of this stage was ~ 30 min. At the end of the process, uranium mononitride with a particle size of ~ 10 μm was obtained (see Fig. 1 and 2).
Пример 3. Для проведения диффузионных экспериментов ядерное топливо - оболочка твэла изготовили тигли из исследуемых сталей ЭП-450, ЭП-450 ДУО, ЭП-823, Х18Н10Т с внутренним диаметром 5 мм, а также конические крышки, внешний вид которых представлен на фиг. 3. Внутренняя поверхность тигля шлифована и протравлена в 5% спиртовом растворе азотной кислоты. В тигле разместили порошок нитрида урана в количестве 900 мг в инертной среде. Для выявления влияния химически активных элементов цезия, йода и теллура последние добавляли в порошок UN в количестве 7,0 мг, 2 мг, 2 мг соответственно, что определено для выгорания 100 ГВт·сут/тU, затем сверху поместили крышку и запрессовали с усилием 1 МПа. После диффузионного отжига тигель разрезали на электроискровом станке поперек на расстоянии 5 мм от одного из краев. Затем провели металлографическую подготовку образца (в условиях инертной атмосферы). При этом не использовали воду и водосодержащие растворители во избежание окисления. В качестве основного метода анализа использовали сканирующий электронный микроскоп с приставками микроанализа. Определили толщину слоя взаимодействия и концентрацию таких элементов, как азот, кислород, уран в слое стали, граничащем с топливом. В свою очередь в топливе определили содержание хрома, железа, никеля. По результатам определения концентрации элементов были построены концентрационные кривые и рассчитана энергия активации. В случае исследований в присутствии химически активных элементов дополнительно определили содержание йода, теллура и цезия, как по отдельности, так и интегральное влияние.Example 3. For conducting diffusion experiments, nuclear fuel — fuel cladding — crucibles were made from the studied steels EP-450, EP-450 DUO, EP-823, Kh18N10T with an inner diameter of 5 mm, as well as conical caps, the appearance of which is shown in FIG. 3. The inner surface of the crucible is ground and etched in a 5% alcohol solution of nitric acid. 900 mg of uranium nitride powder was placed in a crucible in an inert medium. To identify the effect of chemically active elements of cesium, iodine and tellurium, the latter were added to the UN powder in an amount of 7.0 mg, 2 mg, 2 mg, respectively, which was determined to burn out 100 GW · day / tU, then the lid was placed on top and pressed with a force of 1 MPa After diffusion annealing, the crucible was cut on an electric spark machine across at a distance of 5 mm from one of the edges. Then, a metallographic preparation of the sample was carried out (in an inert atmosphere). At the same time, water and aqueous solvents were not used to avoid oxidation. A scanning electron microscope with microanalysis attachments was used as the main analysis method. The thickness of the interaction layer and the concentration of elements such as nitrogen, oxygen, uranium in a steel layer adjacent to the fuel were determined. In turn, the content of chromium, iron, and nickel was determined in the fuel. Based on the results of determining the concentration of elements, concentration curves were constructed and the activation energy was calculated. In the case of studies in the presence of chemically active elements, the content of iodine, tellurium and cesium was additionally determined, both individually and the integral effect.
Таким образом, предлагаемый способ по сравнению с ранее известными позволяет получить надежный контакт (адгезию) между образцами ядерного топлива и конструкционного материала, что дает возможность проводить испытания на совместимость ядерного топлива с конструкционными материалами (сплавы циркония и коррозионно-стойкие стали), а также проводить дореакторные исследования и предварительные оценки взаимодействия в топливных композициях. Что, в свою очередь, позволит проводить более качественные реакторные испытания и повышать выгорание и эксплуатационные параметры топлива реакторов на быстрых нейтронах.Thus, the proposed method, in comparison with previously known, allows to obtain reliable contact (adhesion) between samples of nuclear fuel and structural material, which makes it possible to test the compatibility of nuclear fuel with structural materials (zirconium alloys and corrosion-resistant steels), as well as pre-reactor studies and preliminary estimates of interactions in fuel compositions. Which, in turn, will allow for better reactor tests and increase the burnup and operational parameters of fast-neutron fuel.
Claims (8)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2015107111/07A RU2581846C1 (en) | 2015-03-02 | 2015-03-02 | Method of testing for compatibility of nuclear fuel powder with material of fuel element cladding |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2015107111/07A RU2581846C1 (en) | 2015-03-02 | 2015-03-02 | Method of testing for compatibility of nuclear fuel powder with material of fuel element cladding |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2581846C1 true RU2581846C1 (en) | 2016-04-20 |
Family
ID=56195027
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2015107111/07A RU2581846C1 (en) | 2015-03-02 | 2015-03-02 | Method of testing for compatibility of nuclear fuel powder with material of fuel element cladding |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2581846C1 (en) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN108896495A (en) * | 2018-09-14 | 2018-11-27 | 贵州电网有限责任公司 | A kind of environmental protection insulating gas and metal phase capacitive experiment simulator and test method |
Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US3927817A (en) * | 1974-10-03 | 1975-12-23 | Rockwell International Corp | Method for making metallic sandwich structures |
| US4643866A (en) * | 1983-08-24 | 1987-02-17 | The Babcock & Wilcox Company | Nuclear fuel pellet-cladding interaction test device and method modeling in-core reactor thermal conditions |
| RU2198437C2 (en) * | 2001-04-02 | 2003-02-10 | Открытое акционерное общество "Ракетно-космическая корпорация "Энергия" им. С.П. Королева" | Method and device for calculating temperature of fuel element can during its experimental run in nuclear reactor |
| US8149983B2 (en) * | 2006-06-06 | 2012-04-03 | Westinghouse Electric Company Llc | Method for analysis of pellet-cladding interaction |
-
2015
- 2015-03-02 RU RU2015107111/07A patent/RU2581846C1/en active
Patent Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US3927817A (en) * | 1974-10-03 | 1975-12-23 | Rockwell International Corp | Method for making metallic sandwich structures |
| US4643866A (en) * | 1983-08-24 | 1987-02-17 | The Babcock & Wilcox Company | Nuclear fuel pellet-cladding interaction test device and method modeling in-core reactor thermal conditions |
| RU2198437C2 (en) * | 2001-04-02 | 2003-02-10 | Открытое акционерное общество "Ракетно-космическая корпорация "Энергия" им. С.П. Королева" | Method and device for calculating temperature of fuel element can during its experimental run in nuclear reactor |
| US8149983B2 (en) * | 2006-06-06 | 2012-04-03 | Westinghouse Electric Company Llc | Method for analysis of pellet-cladding interaction |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN108896495A (en) * | 2018-09-14 | 2018-11-27 | 贵州电网有限责任公司 | A kind of environmental protection insulating gas and metal phase capacitive experiment simulator and test method |
| CN108896495B (en) * | 2018-09-14 | 2024-04-12 | 贵州电网有限责任公司 | Environment-friendly insulating gas and metal compatibility test simulation device and test method |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| Olszta et al. | Alloy 690 surface nanostructures during exposure to PWR primary water and potential influence on stress corrosion cracking initiation | |
| JP6138772B2 (en) | Powder of alloy mainly composed of uranium and molybdenum in γ-metastable phase, powder composition containing this powder, and method of using said powder and composition | |
| Rogozkin et al. | Results of irradiation of (U0. 55Pu0. 45) N and (U0. 4Pu0. 6) N fuels in BOR-60 up to∼ 12 at.% burn-up | |
| RU2581846C1 (en) | Method of testing for compatibility of nuclear fuel powder with material of fuel element cladding | |
| Gatti | Iron-alumina materials | |
| Ha et al. | Behaviors of molybdenum in UO 2 fuel matrix | |
| Kamerman et al. | Formation and characterization of hydride rim structures in Zircaloy-4 nuclear fuel cladding tubes | |
| Lee et al. | Effect of self-irradiation on the resistivity of plutonium | |
| Zhang et al. | Influence of Storage Conditions on Powder Surface State and Hot Deformation Behavior of a Powder Metallurgy Nickel‐Based Superalloy | |
| Shornikov et al. | The interaction between nitride uranium and stainless steel | |
| Hilton et al. | AFC-1 transmutation fuels post-irradiation hot cell examination 4-8 at.%-final report (irradiation experiments AFC-1B,-1F and-1Æ) | |
| Keiser et al. | An evaluation of potential liner materials for eliminating FCCI in irradiated metallic nuclear fuel elements | |
| Narlesky et al. | Surveillance and Monitoring Program Full-Scale Experiments to Evaluate the Potential for Corrosion in 3013 Containers | |
| PARIDA | STUDY OF NANO-DISPERSOID CHARACTERISTICS IN OXIDE DISPERSOID STRENGTHENED ALLOYS | |
| Alekseev et al. | Compatibility of fuel-element cladding materials with gallium-containing uranium and uranium–plutonium oxide fuel | |
| Cho et al. | Optimization of High-density Dispersion Target Using Atomized Uranium-Aluminum Alloy-Powders | |
| Shannon | Role of the Oxidation Rate on the Hydriding of Zirconium Alloys in Gas Atmospheres Containing Hydrogen | |
| Jung et al. | MICROSTRUCTURAL SUMMARY OF ODS FERRITIC ALLOYS (14YW, 14YWT, 12YWT, MA957FR, PM2000) AND RAFM STEELS (F82H MOD. 3-CW, EUROFER97) FROM JP27 IN-SITU HE INJECTION (ISHI) EXPERIEMNT AT 500C | |
| Sweeney et al. | X-ray mass absorption coefficients for Mo, Nb, Zr and Ti | |
| Mishchenko | Composite UN-UO2 fuels | |
| Sinel’nikov et al. | Equipment and methods of post-reactor studies of materials in a block of shielded enclosures at institute of reactor materials | |
| Kim et al. | Fuel cladding chemical interaction of irradiated U-Zr fuel with Fe based cladding materials at high temperatures | |
| Franco-Ferreira et al. | Welding of Columbium-1% Zirconium | |
| Vazquez Chavez et al. | Isothermal oxidation of zirconium using steam | |
| Kinev et al. | Physicochemical interaction of Ek-164 steel with uranium dioxide during high-temperature irradiation |