Powder metallurgical fabrication of zirconium matrix cermet nuclear fuels

Totemeier, Aaron; McDeavitt, Sean M.

doi:10.1007/s10853-009-3767-2

Cited by 6 publications

(3 citation statements)

References 5 publications

Supporting

Mentioning

Contrasting

Unclassified

Order By: Relevance

“…Zirconium alloys are used in a wide range of applications; especially those related to nuclear industry such as claddings for nuclear fuels used in pressurized water reactors (PWR) and nuclear waste management [1]. Nuclear fuels currently used in PWR are pellets of sintered UO 2 enclosed in a sealed tube of Zircaloy (claddings), which can be assembled in different configurations into the nuclear reactor [2,3].…”

Section: Introductionmentioning

confidence: 99%

Effect of cold rolling on the hydrogen absorption and desorption kinetics of Zircaloy-4

Dupim

Moreira

Huot

et al. 2015

Materials Chemistry and Physics

View full text Add to dashboard Cite

Section: Introductionmentioning

confidence: 99%

Effect of cold rolling on the hydrogen absorption and desorption kinetics of Zircaloy-4

Dupim

Moreira

Huot

et al. 2015

Materials Chemistry and Physics

View full text Add to dashboard Cite

“…Densifikasi pelet berlangsung lambat karena yang terjadi hanya perubahan bentuk dan pengecilan poripori dalam butir. Parameter sintering yang sangat berpengaruh terhadap kualitas hasil dianta-ranya adalah: temperatur, waktu penahanan, kecepatan pendinginan, kecepatan pema-nasan, jenis materia dan atmosfir tungku [11,12] .…”

Section: Pendahuluanunclassified

PENGARUH PROSES SINTERING TERHADAP PERUBAHAN DENSITAS, KEKERASAN DAN MIKROSTRUKTUR PELET U-ZrHx

Masrukan

Mujinem

2016

urania

View full text Add to dashboard Cite

ABSTRAK PENGARUH PROSES SINTERING TERHADAP PERUBAHAN DENSITAS, KEKERASAN DAN MIKROSTRUKTUR PELET U-ZrHx.Proses sintering pelet bahan bakar U-ZrHx dilakukan untuk memperoleh densitas yang lebih tinggi dari pelet sebelum disinter. Mula-mula dibuat pelet U-ZrHx dari kandungan Zr berturut-turut sebesar 35%, 45% dan 55% berat. Proses sintering dilakukan selama 1 jam pada temperatur yang bervariasi 1100 °C, 1200 °C dan 1300 °C dengan laju kenaikan temperaur 2 °C/menit, kemudian diturunkan temperaturnya dengan laju penurunan temperatur 10 °C/menit hingga temperatur kamar. Pelet U-ZrHx yang telah disinter selanjutnya dikenai berbagai pengujian, antara lain dimensi, densitas, kekerasan, dan mikrostruktur. Pada pengujian densitas terlihat bahwa pada komposisi Zr yang sama tetapi temperatur sintering yang semakin tinggi maka terjadi kenaikan nilai densitas. Apabila dilihat pada temperatur sintering yang sama dan kandungan Zr yang semakin tinggi maka densitas yang diperoleh semakin rendah. Hasil pengujian kekerasan mikro menunjukkan bahwa pada komposisi tetap Zr sebesar 35% dan 55% yang disinter pada temperatur sintering yang semakin tinggi maka semakin tinggi kekerasannya, kemudian menurun bila temperatur sintering naik. Apabila dilihat hasil pengujian pada temperatur sintering tetap tetapi kandungan Zr berbeda maka terlihat dari kandungan Zr 35% (U-35ZrHx) menjadi 45% (U-45ZrHx) terjadi kenaikan kekerasan, dan akan menurun pada kenaikan kandungan Zr menjadi 55% (U-55ZrHx). Sementara itu, dari hasil pemeriksaan mikrostruktur menunjukkan bahwa pada kompsisi Zr tetap tetapi temperatur sintering semakin tinggi, maka jarak antar serbuk semakin rapat. Apabila dilihat dari temperatur sintering tetap tetapi komposisi Zr yang semakin tinggi, maka terlihat bahwa semakin tinggi komposisi Zr semakin berkurang kerapatan jarak antar serbuk di dalam pelet. Dapat disimpulkan bahwa proses sintering pelet akan menaikkan densitas, kekerasan, dan kerapatan jarak antar serbuk. Kondisi optimum dicapai pada proses sintering pelet dengan komposisi Zr 45% (U-45ZrHx) yang disinter pada temperatur 1200 °C. Pada kondisi tersebut pelet sinter mempunyai densitas sebesar 8,673g/cm 3 , kekerasan sebesar 661 HVN tanpa mengalami keretakan.

show abstract

“…The research was part of a larger project funded by the United States Department of Energy under the Nuclear Energy Research Initiative (NERI). The NERI project sought to develop methods to recover transuranic (TRU) nuclides and embed them in a Zirconium matrix cermet pin [1]. The context for this project is that the transformed by the destruction of uranium, the buildup of fission products and activation products, and the neutron activation of certain nuclides within the assembly hardware.…”

Section: Introductionmentioning

confidence: 99%

Design of an integrated system to recycle Zircaloy cladding using a hydride–milling–dehydride process

Kelley

2013

Nuclear Engineering and Design

View full text Add to dashboard Cite

Totemeier. We didn't always get along, but we helped each other when it counted. Outside the Fuel Cycle and Materials Laboratory, I received a great amount of help from the smartest person I know, Brandon Dooley. Regardless of how frustrating the day was, my children could always put things into perspective and brighten my day when I got home. Therefore, I would very much like to thank Amber, Sara and Tabitha for being themselves. The final two people I would like to thank are the two women who have had faith in me, my mother, Violet Kelley and my wife, Carla. Carla has put up with a lot on this journey and didn't complain as much as she should. Thank you all. vi

show abstract

Powder metallurgical fabrication of zirconium matrix cermet nuclear fuels

Cited by 6 publications

References 5 publications

Effect of cold rolling on the hydrogen absorption and desorption kinetics of Zircaloy-4

Effect of cold rolling on the hydrogen absorption and desorption kinetics of Zircaloy-4

PENGARUH PROSES SINTERING TERHADAP PERUBAHAN DENSITAS, KEKERASAN DAN MIKROSTRUKTUR PELET U-ZrHx

Design of an integrated system to recycle Zircaloy cladding using a hydride–milling–dehydride process

Contact Info

Product

Resources

About