Low-temperature irradiation behavior of uranium–molybdenum alloy dispersion fuel

Meyer, M. K.; Hofman, G.L.; Hayes, S. L.; Clark, Curtis; Wiencek, T.C.; Snelgrove, J.L.; Strain, R.V.; Kim, Kyeong-Hwa

doi:10.1016/s0022-3115(02)00850-4

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“…Irradiation tests of U-Mo/Al dispersion fuel have shown that radiation-induced microstructural changes significantly influence the fuel's performance. The presence of interaction layers at the interfaces of the U-Mo particles and Al matrix during irradiation is one of the most challenging issues in the development of U-Mo/Al dispersion fuel [3]. Since the Al matrix is consumed by the interaction, the thermal conductivity of U-Mo/Al dispersion fuel decreases and the fuel temperature increases.…”

Section: Introductionmentioning

confidence: 99%

The Effect of Si-Rich Layer Coating on U-Mo vs. Al Interdiffusion

Ryu

Park²,

Park³

et al. 2011

Nuclear Engineering and Technology

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Section: Introductionmentioning

confidence: 99%

The Effect of Si-Rich Layer Coating on U-Mo vs. Al Interdiffusion

Ryu

Park²,

Park³

et al. 2011

Nuclear Engineering and Technology

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“…La utilización de U de bajo enriquecimiento en aleaciones U(Mo) en fase γU se está estudiando para su empleo como combustible nuclear tipo disperso o monolítico para la conversión de los reactores de investigación y producción de radioisótopos de alto flujo neutrónico [1,2]. En esta aleación, la adición de 7 a 10% en peso de Mo se utiliza para mantener, en condición metaestable a temperatura ambiente, la fase γU que presenta la mejor respuesta bajo irradiación [1][2][3].…”

Section: Introductionunclassified

“…En esta aleación, la adición de 7 a 10% en peso de Mo se utiliza para mantener, en condición metaestable a temperatura ambiente, la fase γU que presenta la mejor respuesta bajo irradiación [1][2][3].…”

Section: Introductionunclassified

Fases identificables en la zona de interacción de placas combustibles dispersas U3Si2/Al

et al. 2018

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RESUMENLos elementos combustibles dispersos fabricados con partículas de U 3 Si 2 inmersas en una matriz de Al puro han mostrado a lo largo de los años un comportamiento muy estable bajo irradiación, en particular, en una configuración conocida como tipo placa. Estos combustibles han sido, o están siendo, usados para disminuir el enriquecimiento del U del núcleo de un gran número de reactores de investigación en todo el mundo sin que esto comprometa su rendimiento. En este sentido, resulta lícito extender este buen comportamiento a los compuestos formables por interdifusión entre el siliciuro y el Al durante la fabricación.Por otro lado, en estos últimos años se ha invertido un gran esfuerzo en calificar un combustible de mayor densidad como lo son las aleaciones U(Mo). Con este objetivo, placas o miniplacas con núcleos formados por partículas de U(Mo) dispersas en una matriz de Al(Si) están siendo estudiadas internacionalmente. Los estudios post-irradiación realizados sobre placas que atravesaron satisfactoriamente los ensayos de irradiación, junto con placas de referencia analizadas luego del proceso de fabricación, mostraron que este buen comportamiento está asociado a la formación (durante la fabricación) de una zona de interacción formada por fases ricas en Si ubicada rodeando a las partículas de U(Mo).En este trabajo, dos placas fabricadas con partículas U 3 Si 2 dispersadas en una matriz de Al puro fueron estudiadas luego del proceso de fabricación mediante microscopías óptica y electrónica de barrido, microanálisis dispersivo en longitud de onda y difracción de rayos X. Los resultados muestran la formación del compuesto U(Al,Si) 3 junto con otra fase de igual estructura cristalina que el compuesto U 3 Si 2 pero con diferente volumen de celda. Esta información resultaría importante para la calificación del U(Mo) a la hora de seleccionar la matriz Al(Si) que promueva la formación de lo que podría considerarse "una zona de interacción adecuada".Palabras clave: Combustibles nucleares, uranio, identificación de fases. ABSTRACTFuel elements based on U 3 Si 2 particles dispersed in a pure Al matrix (known as dispersion fuel element) are known to be very stable under irradiation, in plate type configurations. For this reason, they were or are being used to convert to low enriched uranium a large number of research reactors without significant loss in performance. According to this statement it is perfectly lawful to extend this good irradiation performance to

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“…Mo has high solubility in -U that allows for fuel customization, and the alloy satisfies the fissile-U densities required by the RERTR program. Extensive studies and characterization of UMo alloys have been carried out to develop an understanding of the phase equilibria , kinetics [45][46][47][48][49][50][51][52], mechanical properties [53][54][55][56][57], thermodynamics [58][59][60][61][62] and irradiation behavior [63][64][65][66][67][68][69][70][71][72][73] of this system. In early studies, Pfeil [22], Saller et al [23][24][25], Ivanov et al [29,34], Carrera et al [26] and Dwight et al [27] detailed the -U ( -U + -U 2 Mo) decomposition that takes place below 573°C.…”

Section: Introductionmentioning

confidence: 99%

Results of U-xMo (x=7, 10, 12 wt.%) Alloy versus Al-6061 Cladding Diffusion Couple Experiments Performed at 500, 550 and 600 Degrees C

Perez¹,

Keiser²,

Sohn³

2013

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The Reduced Enrichment for Research and Test Reactors (RERTR) program has been developing low-enrichment fuel systems encased in Al-6061 for use in research and test reactors. U-Mo alloys in contact with Al and Al alloys can undergo diffusional interactions that can result in the development of interdiffusion zones with complex fine-grained microstructures composed of multiple phases. A monolithic fuel currently being developed by the RERTR program has local regions where the U-Mo fuel plate is in contact with the Al-6061 cladding and, as a result, the program finds information about interdiffusion zone development at high temperatures of interest. In this study, the microstructural development of diffusion couples consisting of U-7wt.%Mo, U-10wt.%Mo, and U-12wt.%Mo vs. Al-6061 (or 6061 aluminum) cladding, annealed at 500, 550, 600°C for 1, 5, 20, 24, or 132 hours, was analyzed by backscatter electron microscopy and x-ray energy dispersive spectroscopy on a scanning electron microscope. Concentration profiles were determined by standardized wavelength dispersive spectroscopy and standardless x-ray energy dispersive spectroscopy. The results of this work shows that the presence of surface layers at the U-Mo/Al-6061 interface can dramatically impact the overall interdiffusion behavior in terms of rate of interaction and uniformity of the developed interdiffusion zones. It further reveals that relatively uniform interaction layers with higher Si concentrations can develop in U-Mo/Al-6061 couples annealed at shorter times and that longer times at temperature result in the development of more non-uniform interaction layers with more areas that are enriched in Al. At longer annealing times and relatively high temperatures, UMo/Al-6061 couples can exhibit more interaction compared to U-Mo/pure Al couples. The minor alloying constituents in Al-6061 cladding can result in the development of many complex phases in the interaction layer of U-Mo/Al-6061 cladding couples, and some phases in the interdiffusion zones of U-Mo/Al-6061 cladding couples are likely similar to those observed for U-Mo/pure Al couples.

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Low-temperature irradiation behavior of uranium–molybdenum alloy dispersion fuel

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The Effect of Si-Rich Layer Coating on U-Mo vs. Al Interdiffusion

The Effect of Si-Rich Layer Coating on U-Mo vs. Al Interdiffusion

Fases identificables en la zona de interacción de placas combustibles dispersas U3Si2/Al

Results of U-xMo (x=7, 10, 12 wt.%) Alloy versus Al-6061 Cladding Diffusion Couple Experiments Performed at 500, 550 and 600 Degrees C

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