RU132602U1 - Твэл ядерного реактора - Google Patents

Abstract

1. Твэл ядерного реактора на быстрых нейтронах, содержащий заполненную гелием герметичную стальную оболочку, в которой размещены столб нитридного топлива и фиксаторы топливного столба, отличающийся тем, что топливный столб выполнен из механической смеси гранул нитридного топлива и гранул металлического урана или сплава на его основе.2. Твэл по п.1, отличающийся тем, что эффективная плотность топлива г≥11,5 г/смобеспечивается использованием топливной смеси состава 65 об.% UPuN+35 об.% U при плотности гранул UPuN г≥12,2 г/см(г≥85% г теор.) и плотности заполнения оболочки топливной смесью 80 об.%.

Description

Полезная модель относится к ядерной энергетике, в частности к конструкции твэла с нитридным топливом для реакторов на быстрых нейтронах.

Известен [А.А. Маершин. Тепловыделяющие элементы с виброуплотненным оксидным топливом. ФГУП «ГНЦ НИИАР», Димитровград, 2007.] твэл, содержащий заполненную гелием герметичную стальную оболочку, в которой размещен столб гранулированного оксидного топлива (UO₂, UPuO₂, UO₂+UPuO₂) с модифицирующей добавкой гранулированного металлического урана. Топливный столб зафиксирован в оболочке фиксаторами.

Недостатки этого твэла заключатся в следующем:

1. Технически достижимая плотность упаковки гранулята в оболочке твэла составляет 80% от внутреннего объема оболочки на высоте размещения топливного столба.

2. Теплопроводность компактного оксидного топлива мала (~ 3 Вт/м*град), что определяет высокую температуру топлива в процессе эксплуатации твэла. Теплопроводность гранулированного оксидного топлива ниже теплопроводности компактного топлива, что обуславливает его еще более высокую температуру на этапе переформирования структуры.

3. Оксидное топливо имеет низкую физическую плотность (11 г/см³) и еще более низкую плотность по тяжелым атомам (U, Pu) - 11*0,88=9,7 г т.а./см³ При плотности упаковки 80% это соответствует эффективной плотности тяжелых атомов в твэле 9,7*0,8=7,76 г т.а./см³.

4. Гранулированный металлический уран, который находится в составе высокотемпературного оксидного топлива, вступает в термохимические взаимодействия с последним. Эти взаимодействия сопровождаются фазовыми и объемными изменениями компонентов.

При температуре топлива T_т>1130°C возможен осевой массоперенос расплавленного металлического урана в нижнюю часть топливного столба.

Оба вышеотмеченных эффекта уменьшают надежность (работоспособность, глубину выгорания топлива и т.д.) твэла. Поэтому допускаемое содержание гранулированного металлического урана в гранулированном оксидном топливе ограничивают значениями 4…10% масс. Это не позволяет использовать большие добавки высокотеплопроводного и высокоплотного металлического урана для повышения теплопроводности топливной смеси UPuO₂+U и увеличения ее эффективной плотности выше 9±0,2 г/см³ (~8,5 гт.а./см³).

5. Эффективная плотность топлива по тяжелым атомам в твэл ах быстрых реакторов менее 11 гт.а./см³ недостаточна для того, чтобы коэффициент воспроизводства топлива в активной зон реактора имел значение КВА≥1. Реактор с КВА=1,0 обладает важнейшим свойством «внутренней самозащищенности» от наиболее опасной, быстроразвивающейся аварии на «мгновенных» нейтронах.

Многие описанные выше недостатки твэла - аналога устранены в твэле - прототипе [М.М. Забудько, Л.И. Мамаев, А.А. Труфанов. Анализ расчетных и экспериментальных данных с целью возможного определения причин разгерметизации твэлов с нитридным топливом реактора БР-10 \ Сборник докладов седьмой Российской конференции по реакторному материаловедению, г.Димитровград, 8-12 сентября 2003 г.] содержащем оболочку, заполненную гелием и топливный столб из таблеточного нитридного топлива и его фиксаторов.

Нитридное топливо (UN или UPuN) имеет явные преимущества перед оксидным топливом (UO₂ или UPuO₂). Оно имеет большую теплопроводность (~20 Вт/м*град) и большую плотность (физическую - 14,3 г/см³ и по тяжелым атомам (U, Pu) - 14,3*0,95=13,6 г т.а./см³). Использование таблеточного нитридного топлива обеспечивает возможность достижения значений эффективной плотности топлива в твэле γ_эф≈11,5 г/см (~11 гт.а./см³) и, соответственно, значений КВА-1.

Теплопередающий слой между таблеточным нитридным топливным сердечником и стальной оболочкой выполнен (заполнен) из высокотеплопроводного газа - гелия.

Многолетний опыт эксплуатации реактора БР-10 с данными твэлами выявил ряд недостатков, влияющих на увеличение надежности, экономичности и эффективности твэла реактора на быстрых нейтронах.

Заполненный гелием зазор между топливным сердечником и оболочкой является термическим сопротивлением и потому повышает температуру сердечника, что приводит к увеличению скорости распухания нитридного топлива.

Увеличение диаметра топливного сердечника вследствие его радиационного распухания приводит к уменьшению исходного зазора и, в пределе, к его полному исчезновению: оболочка «садится» на сердечник. Термическое сопротивление зазора становится минимальным, равно как и температура сердечника. Дальнейшее облучение твэла считается недопустимым ввиду увеличивающегося с увеличением выгорания механического давления «холодного» и «жесткого» (недеформируемого) нитридного сердечника на стальную оболочку.

Все это ограничивает допускаемое выгорание в твэлах до значений 8% т.а.

Таблетки для топливных сердечников изготавливают методами прессования и спекания исходных керамических порошков.

Это - цилиндрические таблетки ограниченной высоты с высокими требованиями по перпендикулярности торцов относительно боковой поверхности.

Повышенная «жесткость» нитридного топлива определяет повышенные требования к качеству исходных таблеток, в частности к поверхностным дефектам таблеток (трещины, сколы…), которые могут инициировать попадание частиц нитрида в зазор «сердечник-оболочка».

Непосредственный контакт «горячего» нитридного сердечника с оболочкой и освобождение атомов азота при делении U, Pu определяют опасность коррозионного повреждения оболочки («нитридизация» оболочки

Надежность (ресурс работоспособности, глубина выгорания топлива…) твэла определяется расчетным путем при условии неблагоприятного сочетания этих технологических допусков, т.е. при минимально возможном значении зазора. Поэтому высоки требования к внешним размерам нитридного топливного сердечника, особенно к допускам на его диаметр.

Технической задачей предлагаемого технического решения является увеличение надежности, экономичности и эффективности твэла реактора на быстрых нейтронах.

Для решения вышеуказанной задачи в твэле ядерного реактора на быстрых нейтронах содержащем заполненную гелием герметичную стальную оболочку и фиксаторы топливного столба, топливный столб выполнен механической смеси гранул нитридного топлива (UN, UPuN) и гранул металлического урана (U) или сплава на его основе.

Металлический уран обладает максимальной плотностью (γ=19 гт.а./см³), высокой теплопроводностью при эксплуатационных температурах (~35 Вт/м*град) и минимальной «жесткостью» в сравнении с нитридным или другими известными ядерными топливами. Это позволяет использовать добавки гранулированного металлического урана или сплава на его основе в твэлах с гранулированным нитридным топливом для достижения различных положительных эффектов.

Положительный технологический эффект обусловлен простотой и освоенностью технологий изготовления гранулята керамических (хрупких) материалов (UN, UPuN) методами механического дробления спеченных заготовок произвольной формы и гранулята металлических материалов методами литья, распыления и др. Освоены также технологии механического смешивания гранулятов и их вибрационного уплотнения в оболочках твэлов. Технологические допуски на размеры внутреннего диаметра таких оболочек могут быть увеличены.

Положительный эксплуатационный эффект обусловлен химической активностью металлического урана по отношению к агрессивным (коррозионноактивным) химическим элементам O₂, C, N₂, присутствующим под оболочкой твэла.

Другой положительный эксплуатационный эффект заключается в том, что в предлагаемом твэле механическое давление топливного сердечника на оболочку имеет меньшие значения, чем в твэле - прототипе. Это обусловлено следующими отличиями предлагаемого твэла от твэла - прототипа:

- повышенная площадь внешней поверхности гранулированного нитрида определяет повышенный выход осколочных газов из топлива под оболочку твэла и, следовательно, меньшее распухание нитридной компоненты топлива;

- пониженная «жесткость» (прочность при сжатии) пористой гранулированной смеси, имеющей в составе высокопластичные, малопрочные урановые гранулы.

Положительный физический эффект достигается в случае увеличения эффективной плотности тяжелых атомов в твэле до значений γ_эф>11 г т.а./см³ за счет использования гранул высокоплотного металлического урана в топливной смеси.

Увеличение доли U - гранул в топливной смеси означает уменьшение доли (массы) UPuN - гранул. Уменьшение массы изготавливаемого продукта UPuN дает дополнительный положительный экологический эффект ввиду радиационных и биологических опасностей, сложных процессов изготовления плутонийсодержащих соединений.

На прилагаемом рисунке показан разрез твэла, где: 1 - стальная оболочка; 2 - заглушка; 3 - фиксатор топливного столба; 4 - гранулы нитрида (UPuN UN); 5 - гранулы урана или сплава на его основе.

В качестве примера исполнения предлагаемого твэла и получаемых преимуществ можно сопоставить параметры одного из рассматриваемых специалистами Росатома варианта твэла - прототипа перспективного реактора БН-1200 и предлагаемого твэла.

Параметры твэла - прототипа:

- стальная оболочка d×б=9,3×0,5 мм;

- UPuN - сердечник собран из таблеток d×h=8×10 мм;

- радиальный зазор - 0,15 мм, заполнение - He;

- теоретическая плотность UPuN - 14,3 г/см³;

- плотность таблеток сердечника (γ_т) - 12,2 г/см³;

- эффективная плотность топлива в твэле (γ_эф.) - 11,5 г/см³, что соответствует

;

- исходная пористость в поперечном сечении твэла - V_исх=19,6%;

- доля Pu в UPuN - сердечнике - 15% мае;

- масса UPuN - сердечника в твэле - 618 г, в том числе масса Pu - 93 г.

Параметры предлагаемого твэла:

- стальная оболочка d×б=9,3×0,5 мм;

- топливный сердечник выполнен из механической смеси гранул UPuN и U;

- исходная пористость в форме пустот между гранулами UPuN и U

, что соответствует освоенным конструкциям твэлов с гранулированным оксидным топливом;

- плотность гранул металлического урана - 18,5 г/см³;

- плотность гранул UPuN - варьируется в практически реализованном интервале 85…95% γ_теор. (12,2…13,6 г/см³), что соответствует дополнительному вкладу

в значение исходной пористости в поперечном сечении твэла

.

Различие в параметрах твэла-прототипа и предлагаемого твэла показывают следующие особенности предлагаемого твэла:

Вариации в значениях плотности гранул UPuN (от 85 до 95% γ_теор.), возможные при использовании различных технологий изготовления UPuN - заготовок перед их дроблением, и вариации в долях U - гранулята в топливной смеси позволяют варьировать конструктивные, технологические и эксплуатационные параметры предлагаемого твэла.

В частности, при фиксированном значении γ_эф=11,5 г/см³ в предлагаемом твэле объемная доля UPuN - гранул, имеющих плотность 12,2 г/см³, 13 г/см³ или 13,6 г/см³, должна составлять в топливной смеси 65%, 75% или 85% соответственно.

Эти варианты твэлов не отличаются по значениям γ_эф г/см³, но заметно отличаются по ряду конструктивных, технологических, эксплуатационных и экологических параметров.

В частности, предлагаемый твэл, имеющий γ_эф =11,5 г/см³ при использовании гранул ЦР1пЧ с плотностью γ=12,2 г/см и гранул U с плотностью γ=18,5 г/см³ в соотношении 65 об.% UPuN + 35 об.% U, имеет следующее преимущества перед твэл ом - прототипом с γ_эф - 11,5 г/см³:

- исходная пористость в поперечном сечении твэла увеличена с 20 до 24%;

- масса тяжелых атомов (U, Pu) в единице объема твэла (1 см³) увеличена с 10,45 до 11,18 г, т.е. на 7% (без изменения массы «активных» тяжелых атомов (Pu) в единице объема твэла, но с увеличением массовой доли Pu в UPuN - гранулах с 15 мас.% до 34 мас.%);

- масса изготавливаемого плутонийсодержащего компонента топливной смеси, а именно масса UPuN уменьшена на 55,6%.

Теплотехнические расчеты, проведенные при условиях, планируемых для твэла - прототипа, показали более низкие значения максимальных температур топливного сердечника в предлагаемом твэле.

Claims (2)

1. Твэл ядерного реактора на быстрых нейтронах, содержащий заполненную гелием герметичную стальную оболочку, в которой размещены столб нитридного топлива и фиксаторы топливного столба, отличающийся тем, что топливный столб выполнен из механической смеси гранул нитридного топлива и гранул металлического урана или сплава на его основе.

2. Твэл по п.1, отличающийся тем, что эффективная плотность топлива г_эф≥11,5 г/см³ обеспечивается использованием топливной смеси состава 65 об.% UPuN+35 об.% U при плотности гранул UPuN г≥12,2 г/см³ (г≥85% г теор.) и плотности заполнения оболочки топливной смесью 80 об.%.

Images