RU206228U1 - Таблетка СНУП топлива - Google Patents

Таблетка СНУП топлива Download PDF

Info

Publication number
RU206228U1
RU206228U1 RU2021112932U RU2021112932U RU206228U1 RU 206228 U1 RU206228 U1 RU 206228U1 RU 2021112932 U RU2021112932 U RU 2021112932U RU 2021112932 U RU2021112932 U RU 2021112932U RU 206228 U1 RU206228 U1 RU 206228U1
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
fuel
tablet
diameter
ratio
mnup
Prior art date
Application number
RU2021112932U
Other languages
English (en)
Inventor
Константин Александрович Поздняков
Борис Александрович Тарасов
Дмитрий Алексеевич Мусальников
Екатерина Игоревна Персиянова
Original Assignee
Российская Федерация, в лице которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом"
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Российская Федерация, в лице которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" filed Critical Российская Федерация, в лице которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом"
Priority to RU2021112932U priority Critical patent/RU206228U1/ru
Application granted granted Critical
Publication of RU206228U1 publication Critical patent/RU206228U1/ru

Links

Images

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/42Selection of substances for use as reactor fuel
    • G21C3/58Solid reactor fuel Pellets made of fissile material
    • G21C3/62Ceramic fuel
    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Ceramic Engineering (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

Полезная модель относится к области ядерной энергетики, в частности к изготовлению твэлов с таблетками смешанного нитридного уран-плутониевого (далее - СНУП) топлива для быстрых реакторов. Таблетка выполнена в форме цилиндра с наружными фасками и сферическими лунками. Наружная фаска, соединяющая боковую цилиндрическую поверхность с торцевой площадкой, проходит под углом α к плоскости поверхности торцевой площадки, равным 25-35°. Отношение высоты фаски к диаметру таблетки составляет h1/D=0,03±0,001, при этом лунки располагаются симметрично центральной оси таблетки на торцевых площадках. Отношение высоты лунки к диаметру таблетки составляет h2/D=0,06±0,002, отношение диаметра лунки к диаметру таблетки составляет D1/D=0,7±0,02. Полезная модель позволяет увеличить эксплуатационную надежность твэлов быстрых реакторов путем улучшения качества таблеток СНУП топлива. 1 з.п. ф-лы, 1 ил.

Description

Полезная модель относится к области ядерной энергетики, в частности к изготовлению твэлов с таблетками смешанного нитридного уран-плутониевого (далее-СНУП) топлива для быстрых реакторов.
Твэлы со СНУП-топливом для быстрых реакторов разрабатываются в рамках реализации замыкания ядерного топливного цикла, включающего в себя основные стадии, такие как облучение топлива в реакторе, извлечение отработавшего топлива и отделение конструкционных элементов, радиохимическая переработка топлива, изготовление топливных таблеток, твэлов и ТВС, повторное облучение в реакторе.
Известна таблетка и способ получения нитридного ядерного топлива (RU 2 627 682, МПК G21C 3/62, опубл. 2017 г.). Данный способ относится к получению указанного ядерного топлива с применением стадий смешения исходных порошков, спекания порошков с получением плотной таблетки и последующей термической обработки.
Однако нитридное топливо представляет собой таблетку, содержащую нитрид америция, а технический результат направлен на снижение количества радиоактивных отходов, представляющих собой минорные актиниды.
В процессе эксплуатации твэлы быстрых реакторов работают в условиях термомеханического взаимодействия оболочки с таблетками, образующими топливный столб. Это взаимодействие является следствием различных коэффициентов термического расширения материала таблеток и оболочки, распухания топливного столба при выгорании ядерного топлива, наличие в оболочке крошки и сколов таблеток, заклинивания таблеток в оболочке твэла. Термомеханическое взаимодействие зависит от конструкции таблеток и оказывает значительное влияние на работоспособность твэлов. При этом работоспособность твэлов повышается при уменьшении термомеханического взаимодействия таблеток с оболочкой.
Послереакторные исследования твэлов с таблетками СНУП топлива цилиндрической формы показывают, что наблюдается удлинение оболочки твэлов и образование «бамбуковой» структуры на оболочке. Анализ результатов исследований профилометрии твэлов показывает, что образование неровностей на оболочке происходит с характерным шагом, равным высоте топливной таблетки. Термомеханический анализ формоизменения таблетки при работе в твэле показывает, что происходит заклинивание распухающего топливного столба в оболочке, при этом наступление фазы термомеханического взаимодействия топлива с оболочкой наступает раньше проектного выгорания за счет формоизменения топливной таблетки, что снижает выгорание топлива.
Технической проблемой является усовершенствование конструкции таблеток СНУП топлива для твэлов быстрых реакторов.
Техническим результатом является увеличение ресурса эксплуатации, работоспособности твэлов быстрых реакторов и повышение выгорания топлива путем улучшения качества таблеток СНУП топлива за счет увеличения прочности их торцов, а также уменьшение их термомеханического взаимодействия с оболочкой твэла и термического расширения топливного столба в аксиальном направлении.
Технический результат достигается за счет того, что таблетка СНУП топлива выполнена в форме цилиндра с наружными фасками и сферическими лунками, причем наружная фаска, соединяющая боковую цилиндрическую поверхность с торцевой площадкой, проходит под углом α к плоскости поверхности торцевой площадки равным 25-35°, отношение высоты фаски к диаметру таблетки составляет h1/D=0,03±0,001, при этом лунки располагаются на торцевых площадках симметрично центральной оси таблетки, а отношение высоты лунки к диаметру таблетки составляет
h2/D=0,06±0,002, отношение диаметра лунки к диаметру таблетки составляет D1/D=0,7±0,02.р
Таблетка СНУП топлива содержит микролегированную добавку нитрида алюминия от 0,5 до 1,0 мас. %, распределенного равномерно по всему объему таблетки.
На фигуре представлен эскиз заявляемой таблетки ядерного топлива.
Таблетка СНУП топлива выполнена в форме цилиндра 1 с наружными фасками 2 и сферическими лунками 3, причем наружная фаска, соединяющая боковую цилиндрическую поверхность с торцевой площадкой, проходит под углом α к плоскости поверхности торцевой площадки равным 25-35°.
Наружные фаски обеспечивают повышение ресурса эксплуатации усовершенствованного СНУП топлива за счет уменьшения механического взаимодействия топлива и оболочки в зоне стыка таблеток и предотвращения технологических сколов их кромок, что приводит к снижению образования крошки внутри твэла при снаряжении и транспортировке твэлов. Данный результат достигается за счет снижения остаточных напряжений в областях наружных фасок, что способствует повышению прочности торцов таблеток и, соответственно, уменьшению повреждаемости таблеток в процессе их изготовления и снаряжения твэлов, оптимальный угол составляет 25-35°. При угле фаски меньше 25° и больше 35° уменьшается прочность торцов таблеток, вследствие чего увеличивается количество сколов при изготовлении таблеток и снаряжении твэлов и, соответственно, что приводит к увеличению механического взаимодействия таблеток с оболочкой твэла, что снижает ресурс эксплуатации и работоспособность твэлов быстрых реакторов.
Наличие лунок обеспечивает увеличение локального свободного объема в твэле, необходимого для компенсации распухания топлива при глубоком выгорании и снижения термического расширения топливного столба в аксиальном направлении. Проектный расчет для твэла быстрого реактора показывает, что при соотношении высоты лунки к диаметру таблетки составляет h2/D=0,06±0,002 и диаметра лунки к диаметру таблетки D1/D=0,7±0,02 выгорание повышается до 12,0% т.а.
Микролегирование СНУП топлива выполняется с целью увеличения его выгорания. В данном случае выгорание топлива увеличивается за счет увеличения пластичности топлива, обусловленного необходимостью снижения негативного воздействия топлива на оболочку твэла на стадии механического взаимодействия оболочки с топливной таблеткой, поскольку деформация оболочки может привести к ее разрушению.
Увеличение значения пластичности (высокотемпературной ползучести) СНУП топлива осуществляется путем добавления к нитридному порошку на стадии обработки в аппарате ABC нитрида алюминия, легированного оксидом иттрия, в количестве 0,5-1,0%. Согласно результатам экспериментов, добавка AlN в СНУП топливо в количестве 0,5-1,0% позволяет добиться требуемого эффекта.
Технология изготовления таблеток СНУП топлива представляет собой последовательность следующих стандартных операций:
- приготовление смеси исходных компонентов синтеза нитрида (оксиды урана и плутония, углерод);
- прессование шашек из смеси исходных компонентов;
- термообработка шашек;
- разрушение шашек, получение пресс-порошка;
- прессование таблеток;
- термообработка таблеток;
- контроль таблеток.
Таким образом, разработана конструкция таблетки СНУП топлива обеспечивающая увеличение ресурса эксплуатации, работоспособности твэлов быстрых реакторов и повышение выгорания топлива путем улучшения качества таблеток СНУП топлива за счет увеличения прочности их торцов, а также уменьшение их термомеханического взаимодействия с оболочкой твэла и термического расширения топливного столба в аксиальном направлении.

Claims (2)

1. Таблетка СНУП топлива, выполненная в форме цилиндра с наружными фасками и сферическими лунками, причем наружная фаска, соединяющая боковую цилиндрическую поверхность с торцевой площадкой, проходит под углом α к плоскости поверхности торцевой площадки, равным 25-35°, отношение высоты фаски к диаметру таблетки составляет h1/D=0,03±0,001, при этом лунки располагаются на торцевых площадках симметрично центральной оси таблетки, а отношение высоты лунки к диаметру таблетки составляет h2/D=0,06±0,002, отношение диаметра лунки к диаметру таблетки составляет D1/D=0,7±0,02.
2. Таблетка СНУП топлива по п. 1, отличающаяся тем, что она содержит микролегированную добавку нитрида алюминия от 0,5 до 1,0 мас. %, распределенного равномерно по всему объему таблетки.
RU2021112932U 2021-05-04 2021-05-04 Таблетка СНУП топлива RU206228U1 (ru)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2021112932U RU206228U1 (ru) 2021-05-04 2021-05-04 Таблетка СНУП топлива

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2021112932U RU206228U1 (ru) 2021-05-04 2021-05-04 Таблетка СНУП топлива

Publications (1)

Publication Number Publication Date
RU206228U1 true RU206228U1 (ru) 2021-09-01

Family

ID=77663275

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU2021112932U RU206228U1 (ru) 2021-05-04 2021-05-04 Таблетка СНУП топлива

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU206228U1 (ru)

Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4671927A (en) * 1984-12-03 1987-06-09 Westinghouse Electric Corp. Nuclear fuel rod containing a hybrid gadolinium oxide, boron carbide burnable absorber
RU1669308C (ru) * 1989-06-26 1994-04-30 Производственное объединение "Машиностроительный завод" Твэл стержневого типа
RU2627682C2 (ru) * 2010-09-27 2017-08-10 Диаморф Аб Нитридное ядерное топливо и способ его получения
RU2741782C1 (ru) * 2020-04-27 2021-01-28 Акционерное Общество "Твэл" Таблетка ядерного топлива

Patent Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4671927A (en) * 1984-12-03 1987-06-09 Westinghouse Electric Corp. Nuclear fuel rod containing a hybrid gadolinium oxide, boron carbide burnable absorber
RU1669308C (ru) * 1989-06-26 1994-04-30 Производственное объединение "Машиностроительный завод" Твэл стержневого типа
RU2627682C2 (ru) * 2010-09-27 2017-08-10 Диаморф Аб Нитридное ядерное топливо и способ его получения
RU2741782C1 (ru) * 2020-04-27 2021-01-28 Акционерное Общество "Твэл" Таблетка ядерного топлива

Similar Documents

Publication Publication Date Title
RU2012127788A (ru) Топливный стержень и способ изготовления таблеток для такого стержня
EP2345040B1 (en) Nuclear reactor green and sintered fuel pellets, corresponding fuel rod and fuel assembly
JP2008215818A (ja) 軽水炉、軽水炉の炉心及び燃料集合体
JP6726596B2 (ja) 燃料集合体及びそれを装荷する沸騰水型原子炉の炉心
KR100935560B1 (ko) 가압수형 원자로의 연료 집합체 및 연료 집합체의 설계방법
CN1737948B (zh) 同位素浓缩氮化物在核反应堆中的锕系元素燃料中的使用
RU206228U1 (ru) Таблетка СНУП топлива
JP2000019280A (ja) 軽水冷却型原子炉の炉心および同原子炉の運転方法
CA1172438A (en) Treatment of fuel pellets
RU2672565C1 (ru) Топливная сборка легководного реактора, активная зона легководного реактора и способ получения мох-топливной сборки
Voevodin et al. Thermal and fast reactor materials carbon-graphite materials in nuclear-power engineering
Lotts et al. HTGR fuel and fuel cycle technology
JP2010025948A (ja) 軽水炉の炉心及び燃料集合体
KR102588913B1 (ko) 경수로 우라늄 연료 집합체 및 핵연료 사이클의 운용 방법
Guo et al. Conceptual core design of breeding BWR
JP6840015B2 (ja) 燃料集合体及び燃料集合体の製造方法
RU2381576C2 (ru) ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИЙ ЭЛЕМЕНТ, РАБОЧАЯ КАССЕТА И ВОДО-ВОДЯНОЙ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИЙ РЕАКТОР ТЕПЛОВОЙ МОЩНОСТЬЮ ОТ 1150 ДО 1700 МВт
Jayaraj et al. Recent developments in design and manufacture of uranium dioxide fuel pellets for PHWRs in India
Rui et al. A core design of innovative breeder BWR
Anantharaman et al. Design and fabrication of AHWR fuel
JP2020118495A (ja) 原子炉の運転方法
Kim et al. Neutronic Self-sustainability of a Breed-and-Burn Fast Reactor Using Super-Simple Fuel Recycling
Leipunsky Nuclear Power Systems and their Technical Potentialities (English Edition)
JP2010032559A (ja) 軽水炉の炉心及び燃料集合体
Cameron et al. Materials Problems for Nuclear Reactors