RU2119199C1 - Поглощающий сердечник органа регулирования атомного реактора - Google Patents

Поглощающий сердечник органа регулирования атомного реактора Download PDF

Info

Publication number
RU2119199C1
RU2119199C1 RU97112787A RU97112787A RU2119199C1 RU 2119199 C1 RU2119199 C1 RU 2119199C1 RU 97112787 A RU97112787 A RU 97112787A RU 97112787 A RU97112787 A RU 97112787A RU 2119199 C1 RU2119199 C1 RU 2119199C1
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
absorber
dysprosium
powder
core
boron carbide
Prior art date
Application number
RU97112787A
Other languages
English (en)
Other versions
RU97112787A (ru
Inventor
А.В. Захаров
В.Д. Рисованый
Е.П. Клочков
Д.Н. Суслов
О.Г. Сидоренко
С.В. Белозеров
Е.Е. Варлашова
С.Р. Фридман
Original Assignee
Государственный научный центр Российской Федерации "Научно-исследовательский институт атомных реакторов"
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 Государственный научный центр Российской Федерации "Научно-исследовательский институт атомных реакторов" filed Critical Государственный научный центр Российской Федерации "Научно-исследовательский институт атомных реакторов"
Priority to RU97112787A priority Critical patent/RU2119199C1/ru
Application granted granted Critical
Publication of RU2119199C1 publication Critical patent/RU2119199C1/ru
Publication of RU97112787A publication Critical patent/RU97112787A/ru

Links

Classifications

    • 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

  • Solid-Sorbent Or Filter-Aiding Compositions (AREA)

Abstract

Изобретение относится к атомной технике и может быть использовано в органах регулирования атомных реакторов. Изобретение позволяет увеличить ресурс органов регулирования атомных реакторов при сохранении исходной эффективности поглощения, уменьшении скорости снижения эффективности, увеличении радиационной стойкости и теплопроводности поглощающего сердечника. С этой целью в сыпучий n,α - поглотитель нейтронов поглощающего сердечника введен сыпучий n, γ - поглотитель нейтронов с объемной долей 10 - 50%. В качестве n, α - поглотителя использован порошок карбида бора, а в качестве n, γ - поглотителя - порошок или крупка титаната диспрозия (Dy2O3 • TiO2), гафната диспрозия (nDy2O3 • mHfO2) или их смеси. 3 з.п.ф-лы.

Description

Изобретение относится к атомной технике и может быть использовано в органах регулирования атомных реакторов.
Как известно, для управления атомным реактором в его органах регулирования применяют поглощающие нейтроны материалы, к которым предъявляются следующие основные эксплуатационные требования, определяющие рабочий ресурс органов регулирования:
высокая эффективность поглощения нейтронов, достаточная для выполнения функций управления, компенсации мощностных и температурных эффектов или остановки реактора:
низкая скорость выгорания поглощающих изотопов для длительного сохранения высокой эффективности поглощения в процессе эксплуатации в реакторе;
высокая стойкость к радиационным повреждениям, прежде всего, стабильность объема как при рабочих температурах эксплуатации, так и при перегревах;
совместимость с контактирующими конструкционными материалами в рабочем диапазоне температур;
коррозионная стойкость.
Поглощающие материалы входят в виде сердечников в поглощающие элементы (пэлы) органов регулирования, для чего из них изготавливаются таблетки, блочки, стержни, кольца, порошки и т.д. в зависимости от конструкции пэлов.
Известен поглощающий сердечник, изготовленный из металлического сплава 80% Ag-15% In-5%Cd, широко применяемый в пэлах органов регулирования реакторов PWR [B.E. Рэй Производство регулирующих стержней для ядерных реакторов//М., Атомиздат, 1965]. Основное его преимущество - наличие в одном материале трех компонентов с различной степенью поглощения тепловых и надтепловых нейтронов. Этим самым расширена область энергий поглощаемых нейтронов, что приводит к увеличению эффективности поглощения органов регулирования в целом.
Сплав имеет низкую коррозионную стойкость, поэтому он либо заливается в защитную оболочку из нержавеющей стали, либо помещается в нее в виде блочков (таблеток).
К основным недостаткам сплава следует отнести:
низкую температуру плавления (около 800oC);
распухание при длительном реакторном облучении, приводящее к деформации и разрушению защитной оболочки;
снижение физической эффективности из-за быстрого выгорания кадмия;
недостаточную физическую эффективность в жестком спектре нейтронов при использовании МОХ-топлива (смешанного уран-плутониевого оксидного топлива);
накопление высокоактивных и долгоживущих радионуклидов Ag110m.
Известен также поглощающий сердечник в виде порошка (крупки) титаната диспрозия (Dy2O3•TiO2), размещенного внутри герметичной защитной оболочки [В. Б. Пономаренко и др. Органы регулирования и СВП ядерных реакторов ВВЭР-1000 и пути их усовершенствования.// ВАНТ, Сер. Физика радиационных повреждений и радиационное материаловедение, вып. 2(62), 3(63), Харьков, 1994]. Главное его преимущество - высокая радиационная стойкость. При реакторном облучении, вплоть до флюнса нейтронов (5-6)•1022 см-2, сердечник не изменяет своей структуры и объема: распухание материала до 3% полностью компенсируется за счет пористости порошка в сердечнике (≈15%). В результате, поглощающий сердечник не оказывает силового воздействия на защитную оболочку и не деформирует ее.
Другое преимущество сердечника из титаната диспрозия заключается в том, что скорость снижения эффективности поглощения ниже, чем у сердечника из сплава 80% Ag-15% In-5%Cd.
Недостатки поглощающего сердечника из порошка Dy2O3•TiO2
- недостаточно высокая исходная физическая эффективность, которая на 20% ниже, чем у эталонного поглощающего материала - карбида бора;
- наличие только одного поглощающего компонента (Dy);
В качестве прототипа изобретения выбран поглощающий сердечник в виде порошка карбида бора (B4C), размещенного внутри защитной оболочки [В.Б.Пономаренко и др. Органы регулирования и СВП ядерных реакторов ВВЭР-1000 и пути их усовершенствования.// ВАНТ, Сер. Физика радиационных повреждений и радиационное материаловедение, вып. 2(62), 3(63), Харьков, 1994]. Преимущества такого поглощающего сердечника:
- высокая исходная физическая эффективность и возможность ее повышения путем обогащения по изотопу 10B;
- поглощение нейтронов в широкой области энергий - от тепловых до быстрых;
- высокая химическая стабильность и температура плавления (2450oC);
- низкая стоимость и большие запасы сырья.
В настоящее время карбид бора широко применяется в качестве поглощающего материала в органах регулирования ядерных реакторов как в России (доля его использования на реакторах ВВЭР-1000 и РБМК-1000 составляет > 90%), так и за рубежом ( в различных странах от 40 до 80%), несмотря на ряд существенных недостатков, основными из которых являются:
- быстрый темп выгорания изотопа 10B и снижение эффективности поглощения;
- низкая радиационная стойкость из-за протекания ядерной реакции 10B+1n___→ 7Li+4He с накоплением большого количества гелия. При 50% выгорании изотопа 10B образуется более 400 см3 гелия на 1 см3 B4C;
- несовместимость с нержавеющей сталью при температуре выше 450oC.
Экспериментально обнаружено, что сердечник из порошка карбида бора, при эксплуатации пэлов в реакторе, в результате действия температуры, давления и накопления лития, преобразуется в газонепроницаемый монолит. Это наступает при выгораниях изотопа 10B выше 30%. В результате, образовавшийся гелий остается в месте наибольшего выгорания и может создавать под оболочкой значительные давления, превышающие 100 МПа. Дальнейшее выгорание сопровождается деформацией и разрушением оболочки.
Целью предлагаемого изобретения является увеличение ресурса органов регулирования атомных реакторов при сохранении исходной эффективности, уменьшении скорости снижения эффективности, увеличении радиационной стойкости и теплопроводности.
Для достижения этой цели в сердечник пэлов органов регулирования атомного реактора из сыпучего n, α-поглотителя нейтронов, например карбида бора, вводится сыпучий n, γ-поглотитель с объемной долей 10 - 50%. В качестве n, γ-поглотителя можно использовать порошок или крупку титаната диспрозия Dy2O3•Ti2O.
Экспериментально показано, что использование вместо порошка карбида бора его смеси с порошком Dy2O3•TiO2 позволяет:
1. предотвратить образование монолитного сердечника из исходного порошка при его облучении в реакторе, что способствует выходу гелия в газосборник и снижению деформации оболочки;
2. использовать в одном поглощающем сердечнике более одного поглощающего нейтроны компонента, что расширяет спектр поглощаемых нейтронов и повышает эффективность поглощения;
3. снизить скорость выгорания изотопа 10B за счет экранирования частиц B4C частицами n, γ-поглотителя, что уменьшает скорость снижения эффективности органа регулирования;
4. получить сердечник с эффективноcтью поглощения в исходном состоянии, близкой к эффективности карбида бора;
5. уменьшить количество образующегося гелия в поглощающем сердечнике;
6. повысить теплопроводность сердечника и соответственно снизить температуру в нем при облучении.
Объемная доля n, γ-поглотителя может варьироваться от 10 до 50%. При объемной доле ниже 10% наблюдается частичное образование монолитного сердечника из порошка B4C, а скорость выгорания изотопа 10B остается высокой, как и у порошка карбида бора. При объемной доле выше 50% заметно уменьшение исходной физической эффективности поглощающего сердечника.
Новые существенные признаки заявляемого решения в научной и технической литературе не обнаружены, предложенное решение не следует явным образом из уровня техники, совокупность признаков обеспечивает новые свойства, что позволяет сделать вывод о соответствии заявляемого решения критерию изобретательский уровень.
Промышленная применимость изобретения подтверждается примером конкретного исполнения.
Порошок карбида бора, используемый для производства штатных органов регулирования реакторов ВВЭР-1000, смешивается с крупкой титаната диспрозия до равномерного распределения частиц обоих материалов по объему. Объемная доля титаната диспрозия в смеси составляет 30-40%, что обеспечивает достаточную изоляцию частиц карбида бора друг от друга. Полученную механическую смесь используют для заполнения оболочки пэлов методом виброуплотнения с использованием стандартной технологии. Пэлы с сердечником, изготовленным таким образом позволяют увеличить ресурс органов регулирования примерно вдвое.
Вместо титанана диспрозия может использоваться порошок гафната диспрозия (общая формула nDy2O3•mHfO2, где n и m - мольные доли оксидов диспрозия и гафния, n/m=1...4). В отличие от титаната диспрозия (Dy2O3•TiO2), в нем содержится два поглощающих компонента - Dy и Hf, что повышает его исходную эффективность поглощения. Кроме того, этот материал имеет разупорядоченную флюоритоподобную кристаллическую структуру, легко получаемую технологически (в отличие от титаната диспрозия). Эта структура характеризуется высокой радиационной стойкостью, что обеспечивает длительную эксплуатацию пэлов с сердечником из гафната диспрозия без деформации оболочки.
Возможно также использование в качестве n, γ-поглотителя смеси титаната и гафната диспрозия в различных соотношениях при сохранении общей объемной доли в сердечнике 10-50%.

Claims (4)

1. Поглощающий сердечник органа регулирования атомного реактора из сыпучего n, α-поглотителя нейтронов, отличающийся тем, что в него введен в качестве компонента сыпучий n, γ-поглотитель нейтронов с объемной долей от 10 до 50%.
2. Поглощающий сердечник по п.1, отличающийся тем, что в качестве n, α-поглотителя нейтронов использован порошок карбида бора, а n, γ-поглотителя - крупка или порошок титаната диспрозия (Dy2O3 • TiO2).
3. Поглощающий сердечник по п.1, отличающийся тем, что в качестве n, α-поглотителя нейтронов использован порошок карбида бора, а n, γ-поглотителя - крупка или порошок гафната диспрозия (nDy2O3 • mHfO2).
4. Поглощающий сердечник по п.1, отличающийся тем, что в качестве n, α-поглотителя нейтронов использован порошок карбида бора, а n, γ-поглотителя - смесь крупки или порошков титаната и гафната диспрозия.
RU97112787A 1997-07-25 1997-07-25 Поглощающий сердечник органа регулирования атомного реактора RU2119199C1 (ru)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU97112787A RU2119199C1 (ru) 1997-07-25 1997-07-25 Поглощающий сердечник органа регулирования атомного реактора

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU97112787A RU2119199C1 (ru) 1997-07-25 1997-07-25 Поглощающий сердечник органа регулирования атомного реактора

Publications (2)

Publication Number Publication Date
RU2119199C1 true RU2119199C1 (ru) 1998-09-20
RU97112787A RU97112787A (ru) 1999-01-20

Family

ID=20195711

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU97112787A RU2119199C1 (ru) 1997-07-25 1997-07-25 Поглощающий сердечник органа регулирования атомного реактора

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU2119199C1 (ru)

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2517359C2 (ru) * 2009-04-06 2014-05-27 Де Инвеншн Сайенс Фанд Уан, ЭлЭлСи Ядерный реактор деления на бегущей волне, тепловыделяющая сборка и способ управления в ней глубиной выгорания
US8942338B2 (en) 2009-04-06 2015-01-27 TerraPower, LLC. Traveling wave nuclear fission reactor, fuel assembly, and method of controlling burnup therein

Non-Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
Пономаренко В.Б. и др. Органы регулирования и СВП ядерных реакторов ВВЭР-1000 и пути их усовершенствования. ВАНТ, Сер. "Физика радиационных повреждений и радиационное материаловедение". Вып. 2(62), 3(63), Харьков, 1994. *

Cited By (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2517359C2 (ru) * 2009-04-06 2014-05-27 Де Инвеншн Сайенс Фанд Уан, ЭлЭлСи Ядерный реактор деления на бегущей волне, тепловыделяющая сборка и способ управления в ней глубиной выгорания
RU2527425C2 (ru) * 2009-04-06 2014-08-27 Сирит ЭлЭлСи Ядерный реактор деления на бегущей волне, тепловыделяющая сборка и способ управления в ней глубиной выгорания
US8942338B2 (en) 2009-04-06 2015-01-27 TerraPower, LLC. Traveling wave nuclear fission reactor, fuel assembly, and method of controlling burnup therein
US9281083B2 (en) 2009-04-06 2016-03-08 Terrapower, Llc Traveling wave nuclear fission reactor, fuel assembly, and method of controlling burnup therein
US10186333B2 (en) 2009-04-06 2019-01-22 Terrapower, Llc Traveling wave nuclear fission reactor, fuel assembly, and method of utilizing control rods to control burnfront

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US9299464B2 (en) Fully ceramic nuclear fuel and related methods
US9620248B2 (en) Dispersion ceramic micro-encapsulated (DCM) nuclear fuel and related methods
RU2723561C2 (ru) Способ производства полностью керамического микроинкапсулированного ядерного топлива
JP5905835B2 (ja) 核燃料、核燃料要素、核燃料アセンブリ、および核燃料製造方法
RU2735243C2 (ru) Полностью керамическое микроинкапсулированное топливо, изготовленное с выгорающим поглотителем в качестве интенсификатора спекания
CA3089067A1 (en) Composite moderator for nuclear reactor systems
Lee et al. Nuclear applications for ultra‐high temperature ceramics and MAX phases
JPH0151794B2 (ru)
JPH0774834B2 (ja) 核燃料組成物
EP2105934A2 (en) Fuel rod and assembly containing an internal hydrogen/tritium getter structure
CA3017974A1 (en) Enhancing toughness in microencapsulated nuclear fuel
RU2170956C1 (ru) Твэл ядерного реактора
US5642390A (en) Uranium-containing nuclear-fuel sintered pellet
RU2119199C1 (ru) Поглощающий сердечник органа регулирования атомного реактора
KR20210116677A (ko) 가연성 흡수제를 갖거나 갖지 않는 sps/fast 우라늄 연료를 사용한 소결
JP2000241582A (ja) 燃料集合体、燃料棒および原子炉の炉心
EP3743926A2 (en) Composite moderator for nuclear reactor systems
RU2214633C2 (ru) Тепловыделяющая сборка, активная зона и способ эксплуатации водо-водяного энергетического реактора
CN111710443B (zh) 一种金刚石复合核燃料芯块及其制备方法
Alberghi Nuclear fuels based on uranium oxides: an overview
JP2017072480A (ja) 燃料ペレット、核燃料棒、燃料集合体、及び燃料ペレットの製造方法
Venneri et al. Fully ceramic nuclear fuel and related methods
JPH1194972A (ja) 沸騰水型原子炉
Stoddard Ceramics for nuclear applications
KR101586877B1 (ko) 입자형 금속 핵연료용 펠렛 및 이의 제조방법

Legal Events

Date Code Title Description
MM4A The patent is invalid due to non-payment of fees

Effective date: 20090726