RU2139581C1 - Composition material for fuel cores of dispersion fuel elements - Google Patents
Composition material for fuel cores of dispersion fuel elements Download PDFInfo
- Publication number
- RU2139581C1 RU2139581C1 RU98112373A RU98112373A RU2139581C1 RU 2139581 C1 RU2139581 C1 RU 2139581C1 RU 98112373 A RU98112373 A RU 98112373A RU 98112373 A RU98112373 A RU 98112373A RU 2139581 C1 RU2139581 C1 RU 2139581C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- matrix
- zirconium
- fuel
- niobium
- aluminum
- Prior art date
Links
- 239000000446 fuel Substances 0.000 title claims abstract description 34
- 239000002131 composite material Substances 0.000 title claims abstract description 26
- 239000006185 dispersion Substances 0.000 title claims abstract description 11
- 239000011159 matrix material Substances 0.000 claims abstract description 53
- 229910052726 zirconium Inorganic materials 0.000 claims abstract description 25
- 239000010955 niobium Substances 0.000 claims abstract description 22
- QCWXUUIWCKQGHC-UHFFFAOYSA-N Zirconium Chemical compound [Zr] QCWXUUIWCKQGHC-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 21
- 229910052758 niobium Inorganic materials 0.000 claims abstract description 17
- 239000002245 particle Substances 0.000 claims abstract description 17
- 229910052782 aluminium Inorganic materials 0.000 claims abstract description 16
- GUCVJGMIXFAOAE-UHFFFAOYSA-N niobium atom Chemical compound [Nb] GUCVJGMIXFAOAE-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 16
- XAGFODPZIPBFFR-UHFFFAOYSA-N aluminium Chemical compound [Al] XAGFODPZIPBFFR-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 15
- 239000000463 material Substances 0.000 claims abstract description 15
- 239000000203 mixture Substances 0.000 claims abstract description 13
- 229910052751 metal Inorganic materials 0.000 claims abstract description 5
- 239000002184 metal Substances 0.000 claims abstract description 5
- 150000001875 compounds Chemical class 0.000 claims abstract description 3
- GFUGMBIZUXZOAF-UHFFFAOYSA-N niobium zirconium Chemical compound [Zr].[Nb] GFUGMBIZUXZOAF-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract 2
- 229910045601 alloy Inorganic materials 0.000 claims description 11
- 239000000956 alloy Substances 0.000 claims description 11
- 239000011248 coating agent Substances 0.000 claims description 5
- 238000000576 coating method Methods 0.000 claims description 5
- -1 respectively Chemical compound 0.000 claims description 2
- GUCVJGMIXFAOAE-OIOBTWANSA-N niobium-90 Chemical compound [90Nb] GUCVJGMIXFAOAE-OIOBTWANSA-N 0.000 claims 1
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 abstract description 13
- ZGUQGPFMMTZGBQ-UHFFFAOYSA-N [Al].[Al].[Zr] Chemical compound [Al].[Al].[Zr] ZGUQGPFMMTZGBQ-UHFFFAOYSA-N 0.000 abstract 1
- QNTVPKHKFIYODU-UHFFFAOYSA-N aluminum niobium Chemical compound [Al].[Nb] QNTVPKHKFIYODU-UHFFFAOYSA-N 0.000 abstract 1
- 239000000126 substance Substances 0.000 abstract 1
- FCTBKIHDJGHPPO-UHFFFAOYSA-N uranium dioxide Inorganic materials O=[U]=O FCTBKIHDJGHPPO-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 15
- OOAWCECZEHPMBX-UHFFFAOYSA-N oxygen(2-);uranium(4+) Chemical compound [O-2].[O-2].[U+4] OOAWCECZEHPMBX-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 14
- 230000003993 interaction Effects 0.000 description 8
- 238000012360 testing method Methods 0.000 description 5
- 230000008961 swelling Effects 0.000 description 4
- 238000010521 absorption reaction Methods 0.000 description 3
- QVGXLLKOCUKJST-UHFFFAOYSA-N atomic oxygen Chemical compound [O] QVGXLLKOCUKJST-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 3
- 239000011651 chromium Substances 0.000 description 3
- 239000001301 oxygen Substances 0.000 description 3
- 229910052760 oxygen Inorganic materials 0.000 description 3
- 239000007787 solid Substances 0.000 description 3
- 239000006104 solid solution Substances 0.000 description 3
- 229910000551 Silumin Inorganic materials 0.000 description 2
- 230000007423 decrease Effects 0.000 description 2
- 238000002844 melting Methods 0.000 description 2
- 230000008018 melting Effects 0.000 description 2
- 230000005855 radiation Effects 0.000 description 2
- 230000035882 stress Effects 0.000 description 2
- 229910000838 Al alloy Inorganic materials 0.000 description 1
- VYZAMTAEIAYCRO-UHFFFAOYSA-N Chromium Chemical compound [Cr] VYZAMTAEIAYCRO-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910001257 Nb alloy Inorganic materials 0.000 description 1
- 241000124033 Salix Species 0.000 description 1
- XUIMIQQOPSSXEZ-UHFFFAOYSA-N Silicon Chemical compound [Si] XUIMIQQOPSSXEZ-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 238000000137 annealing Methods 0.000 description 1
- SHZGCJCMOBCMKK-KGJVWPDLSA-N beta-L-fucose Chemical compound C[C@@H]1O[C@H](O)[C@@H](O)[C@H](O)[C@@H]1O SHZGCJCMOBCMKK-KGJVWPDLSA-N 0.000 description 1
- 239000011195 cermet Substances 0.000 description 1
- 229910052804 chromium Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000011247 coating layer Substances 0.000 description 1
- 230000000052 comparative effect Effects 0.000 description 1
- 239000002826 coolant Substances 0.000 description 1
- 238000011161 development Methods 0.000 description 1
- 238000009792 diffusion process Methods 0.000 description 1
- 238000005516 engineering process Methods 0.000 description 1
- 238000002474 experimental method Methods 0.000 description 1
- 230000004992 fission Effects 0.000 description 1
- 239000007789 gas Substances 0.000 description 1
- 238000001513 hot isostatic pressing Methods 0.000 description 1
- 229910052738 indium Inorganic materials 0.000 description 1
- 238000011835 investigation Methods 0.000 description 1
- 239000010410 layer Substances 0.000 description 1
- 238000003754 machining Methods 0.000 description 1
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 description 1
- 230000001681 protective effect Effects 0.000 description 1
- 238000011160 research Methods 0.000 description 1
- VSZWPYCFIRKVQL-UHFFFAOYSA-N selanylidenegallium;selenium Chemical compound [Se].[Se]=[Ga].[Se]=[Ga] VSZWPYCFIRKVQL-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910052710 silicon Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000010703 silicon Substances 0.000 description 1
- 230000008646 thermal stress Effects 0.000 description 1
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
Images
Classifications
-
- Y—GENERAL 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
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
Description
Изобретение относится к композиционным материалам для топливных сердечников дисперсионных твэлов, применяемых в ядерных реакторах с водяным теплоносителем. The invention relates to composite materials for fuel cores of dispersion fuel elements used in nuclear reactors with a water coolant.
Известен композиционный материал для топливного сердечника дисперсионного твэла, содержащего частицы диоксида урана (60 об.%) и матрицу из силумина (40 об.%) - сплав на основе алюминия (Al) и кремния (Si) (V.V.Popov. A. D.Karpin, I.A.Isupov. Results of experimental investigations for substantiation of WWER cermet fuel pin performance. Intermational Atomic Energy Agency, Techical Committee Meeting on Research of Fuel Aimed at Low Fission Gas Release. Moscow, Russia, 1-4 October 1996). Known composite material for the fuel core of a dispersion fuel element containing particles of uranium dioxide (60 vol.%) And a matrix of silumin (40 vol.%) - an alloy based on aluminum (Al) and silicon (Si) (VVPopov. ADKarpin, IA Isupov, Results of experimental investigations for substantiation of WWER cermet fuel pin performance (Intermational Atomic Energy Agency, Techical Committee Meeting on Research of Fuel Aimed at Low Fission Gas Release. Moscow, Russia, October 1-4, 1996).
Недостатками известного композиционного материала являются неупорядочная структура (не исключается контакт топливных частиц друг с другом), низкая температура плавления материала матрицы (~590oC) и, как следствие, низкие прочностные свойства силумина при эксплуатации в твэлах энергетических реакторов (~450oC), не обеспечивающие компенсацию "твердого" распухания диоксида урана его пористостью.The disadvantages of the known composite material are the disordered structure (the contact of fuel particles with each other is not excluded), the low melting temperature of the matrix material (~ 590 o C) and, as a result, the low strength properties of silumin when used in fuel rods of energy reactors (~ 450 o C) that do not provide compensation for the "solid" swelling of uranium dioxide by its porosity.
Известен композиционный материал для топливного сердечника дисперсионного твэла ядерного реактора на быстрых нейтронах, содержащий частицы диоксида урана (60-70 об %), равномерно распределенные в объеме металлической матрицы из хрома (Сr) (В. И. Трефилов, В.Ф. Зеленский, B.П. Ашихмин и др. Разработка и испытания дисперсионного горючего UO2-Cr для высокотемпературных реакторов на быстрых нейтронах. Радиационное материаловедение, Т.8. с. 103-111. Труды Международной конференции по радиационному материаловедению, Алушта, 22-25 мая 1990г.).A composite material is known for the fuel core of a dispersion fuel element of a fast neutron nuclear reactor containing uranium dioxide particles (60-70 vol%) uniformly distributed in the volume of a metal matrix made of chromium (Cr) (V.I. Trefilov, V.F. Zelensky, BP Ashikhmin et al. Development and testing of dispersive fuel UO 2 -Cr for high-temperature fast neutron reactors. Radiation materials science, T.8. Pp. 103-111. Proceedings of the International conference on radiation materials science, Alushta, May 22-25. 1990).
Недостаток известного композиционного материала заключается в том, что материал матрицы имеет значительное сечение поглощения тепловых нейтронов, что снижает эффективность использования топлива в реакторах на тепловых нейтронах типа ВВЭР. A disadvantage of the known composite material is that the matrix material has a significant absorption cross section of thermal neutrons, which reduces the efficiency of fuel use in VVER-type thermal neutron reactors.
Наиболее близким к предлагаемому композиционному материалу по решаемой технической задаче является композиционный материал, содержащий частицы диоксида урана (UO2), распределенные в объеме металлической матрицы из циркония (Zr). Между частицами UO2 и Zr может быть размещен подслой из ниобия (Nb) (Д. М. Скоров. Реакторное материаловедение, Атомиздат, Москва, 1966г., с. 166). Подслой вводится с целью исключения взаимодействия между UO2 и Zr.The closest to the proposed composite material for the technical problem being solved is a composite material containing particles of uranium dioxide (UO 2 ) distributed in the volume of a metal matrix of zirconium (Zr). A sublayer of niobium (Nb) can be placed between the particles of UO 2 and Zr (D. M. Skorov. Reactor material science, Atomizdat, Moscow, 1966, p. 166). A sublayer is introduced to eliminate the interaction between UO 2 and Zr.
Недостатками известного дисперсионного топлива являются неупорядочная структура, низкое объемное содержание ядерного топлива (не более 50%), недостаточные прочностные характеристики Zr для компенсации "твердого" распухания диоксида урана его пористостью, не достигается совместимость диоксида урана с Zr при использовании Nb в качестве подслоя. The disadvantages of the known dispersion fuel are the disordered structure, low volume content of nuclear fuel (not more than 50%), insufficient strength characteristics of Zr to compensate for the “solid” swelling of uranium dioxide by its porosity, and the compatibility of uranium dioxide with Zr when using Nb as a sublayer is not achieved.
Анализ известных композиционных материалов для топливных сердечников дисперсионных твэлов, используемых в реакторах на тепловых нейтронах, показывает, что в настоящее время отсутствует композиционный материал, в котором одновременно сочетались бы такие положительные качества, определяющие высокий уровень эксплуатационных характеристик твэла и его надежность, как матричная структура с высоким содержанием ядерного топлива до 75 об.%, высокие прочностные характеристики материала матрицы, обеспечивающие распухание композиционного материала на уровне не более 1% с низким сечением захвата тепловых нейтронов материалом матрицы и отсутствием взаимодействия ядерного топлива с матрицей. An analysis of known composite materials for fuel cores of dispersion fuel elements used in thermal neutron reactors shows that at present there is no composite material that simultaneously combines such positive qualities that determine a high level of fuel element operational characteristics and its reliability as a matrix structure with high nuclear fuel content up to 75 vol.%, high strength characteristics of the matrix material, providing swelling of the composite mat rial to not more than 1% of the low thermal neutron capture cross-section of the matrix material and the lack of fuel interaction with a matrix.
В основу заявляемого изобретения положена задача создания композиционного материала для топливных сердечников дисперсионных твэлов с содержанием топливного компонента до 75 об.%, при обеспечении повышенных эксплуатационных характеристик (геометрическая стабильность, выгорание, совместимость ядерного топлива с материалом матрицы) с использованием материалов, имеющих низкое сечение захвата тепловых нейтронов. The basis of the claimed invention is the task of creating a composite material for the fuel cores of dispersion fuel elements with a fuel component content of up to 75 vol.%, While ensuring enhanced operational characteristics (geometric stability, burnup, compatibility of nuclear fuel with the matrix material) using materials having a low capture cross section thermal neutrons.
Для решения поставленной задачи предлагается композиционный материал, содержащий частицы из тугоплавкого соединения делящегося материала, распределенные в металлической матрице, содержащей элемент, выбранный из группы, включающей цирконий, отличающийся от ближайшего аналога тем, что матрица дополнительно содержит один из элементов, выбранный из группы, включающей алюминий, ниобий, при следующем содержании компонентов матрицы (мас.%): для композиции из циркония и алюминия соответственно - цирконий 97-56 и алюминий 3-44, а для композиции из циркония и ниобия соответственно - цирконий 95-99 и ниобий 5 - 1, при следующем соотношении в материале делящегося и матричного компонентов (об.%): делящийся компонент 60-75, матричный компонент - остальное. To solve this problem, a composite material is proposed containing particles from a refractory compound of fissile material distributed in a metal matrix containing an element selected from the group consisting of zirconium, different from the closest analogue in that the matrix additionally contains one of the elements selected from the group including aluminum, niobium, with the following matrix components (wt.%): for a composition of zirconium and aluminum, respectively, zirconium 97-56 and aluminum 3-44, and for a composition of c Rkoni and niobium respectively - 95-99 zirconium and niobium is 5 - 1, with the following ratio of the fissile material in the matrix and the components (vol.%): 60-75 fissile component, the matrix component - the rest.
Кроме того, в композиционном материале частицы делящегося материала могут быть снабжены дополнительным покрытием из сплава на основе ниобия и циркония, имеющего структуру сплошного слоя толщиной 5-10 мкм, при следующем соотношении компонентов сплава (мас.%): ниобий 90-96, цирконий - остальное. In addition, in the composite material, the particles of fissile material can be provided with an additional coating of an alloy based on niobium and zirconium having a continuous layer structure of 5-10 microns thick, with the following ratio of alloy components (wt.%): Niobium 90-96, zirconium - rest.
Сущность предлагаемого композиционного материала заключается в следующем. The essence of the proposed composite material is as follows.
Дополнительное введение в матрицу, содержащую цирконий, одного из таких элементов как алюминий или ниобий, обеспечивает повышение прочностных характеристик материала (предел текучести, характеристики ползучести) до значений, достаточных для компенсации "твердого" распухания ядерного топлива его пористостью. По результатам экспериментальных исследований такие условия обеспечиваются при создании в топливных частицах сжимающих напряжений не меньше 30 МПа. An additional introduction to the matrix containing zirconium of one of such elements as aluminum or niobium provides an increase in the strength characteristics of the material (yield strength, creep characteristics) to values sufficient to compensate for the "solid" swelling of nuclear fuel by its porosity. According to the results of experimental studies, such conditions are ensured when compressive stresses of not less than 30 MPa are created in the fuel particles.
В композиционном материале с объемной долей ядерного топлива - диоксида урана (UO2) или оксида плутония (PuO2-x) равной 60% матрица на основе циркония с содержанием ниобия 1 мас.% или матрица на основе циркония с содержанием алюминия 3 мас.% создают в топливных частицах достаточные сжимающие напряжения. Цирконий не обладает достаточными прочностными свойствами. С повышением объемной доли ядерного топлива необходимо увеличивать прочностные характеристики материала матрицы. При объемной доле ядерного топлива 75% матрица должна содержать ниобий 5 мас.% или алюминий 8 мас.%. Использование матрицы с более высоким содержанием ниобия при рассматриваемом содержании ядерного топлива в композиции нежелательно. Это увеличивает сечение поглощения тепловых нейтронов материалом матрицы.In a composite material with a volume fraction of nuclear fuel - uranium dioxide (UO 2 ) or plutonium oxide (PuO 2-x ) equal to 60%, a zirconium-based matrix with a niobium content of 1 wt.% Or a zirconium-based matrix with an aluminum content of 3 wt.% create sufficient compressive stresses in the fuel particles. Zirconium does not have sufficient strength properties. With an increase in the volume fraction of nuclear fuel, it is necessary to increase the strength characteristics of the matrix material. With a volume fraction of nuclear fuel of 75%, the matrix should contain niobium 5 wt.% Or aluminum 8 wt.%. The use of a matrix with a higher niobium content in the considered content of nuclear fuel in the composition is undesirable. This increases the absorption cross section of thermal neutrons by the matrix material.
С увеличением содержания алюминия с 8 до 44 мас.% в матрице повышается коэффициент теплопроводности композиционного материала в несколько раз (коэффициент теплопроводности сплава Zr8Al равен 15 Вт/м C, а у сплава Zr44Al - 44 Вт/м C). Это свойство может быть использовано при снижении термических напряжений в элементах конструкции твэла. Использование матрицы с содержанием алюминия больше 44 мас.% ограничивается низкой температурой плавления твердого раствора алюминия в цирконии. Введение алюминия в больших количествах в матрицу незначительно изменяет сечение поглощения тепловых нейтронов. With an increase in the aluminum content from 8 to 44 wt.% In the matrix, the thermal conductivity of the composite material increases several times (the thermal conductivity of the Zr8Al alloy is 15 W / m C, and that of the Zr44Al alloy is 44 W / m C). This property can be used to reduce thermal stresses in the structural elements of a fuel element. The use of a matrix with an aluminum content of more than 44 wt.% Is limited by the low melting point of a solid solution of aluminum in zirconium. The introduction of large amounts of aluminum into the matrix slightly changes the absorption cross section of thermal neutrons.
Высокую эффективность введенного на топливные частицы дополнительного покрытия из сплава на основе Nb и Zr, выполняющего функцию защитного подслоя, можно объяснить малой растворимостью кислорода в рассматриваемых сплавах, при концентрациях циркония (до 10 мас.%.) в ниобии, обеспечивающих структуру твердого раствора. Растворимость кислорода в твердом растворе минимальна при концентрации Zr в Nb, равной 4-5 мас.%. The high efficiency of the additional coating of Nb and Zr-based alloys introduced into the fuel particles, which acts as a protective sublayer, can be explained by the low solubility of oxygen in the alloys under consideration, at zirconium concentrations (up to 10 wt%) in niobium, which ensure the structure of the solid solution. The solubility of oxygen in the solid solution is minimal at a concentration of Zr in Nb equal to 4-5 wt.%.
Сопоставительные тепловые испытаний при температурах (800- 1000oC) образцов дисперсионной композиции на основе диоксида урана с различными материалами матрицы (Zr1Nb, Zr9Al, Zr22Al, Zr44Al) без подслоя между топливными частицами и матрицей и с различными подслоями (Nb, Nb5Zr, Nb15Zr) толщиной 5-10 мкм подтвердили высокую эффективность подслоя из Nb5Zr в повышении совместимости ядерного топлива с материалом матрицы. После изотермических отжигов (850oC, 4 часа) в композиционных материалах с матрицей из Zr1Nb сплава обнаружены следы взаимодействия материала матрицы с диоксидом урана, которое проявляется в виде изменения микротвердости матрицы по толщине покрытия и возникновения зон повышенной травимости толщиной ~15 мкм в матрице, прилегающей к частице диоксида урана. Максимальную микротвердость (1140±194 МПа) имеет слой покрытия, прилегающий к поверхности диоксида урана. Микротвердость матрицы вне зоны взаимодействия равна 72O±68 МПа. Глубина зоны взаимодействия возрастает с увеличением времени и температуры испытания. Такое взаимодействие можно объяснить диффузией кислорода из диоксида урана. Такой же характер взаимодействия выявлен при температурах более 950oC в композициях с матрицей из сплава на основе Zr, Al и в композициях с подслоями из Nb и Nb15Zr. Микротвердость подслоя ив Nb5Zr во всех композициях после тепловых испытаний снижается. Так после испытаний при температуре 1000oC снижается с 475±45 МПа (исходное значение) до 260±36 МПа.Comparative thermal tests at temperatures (800-1000 o C) of samples of a dispersion composition based on uranium dioxide with various matrix materials (Zr1Nb, Zr9Al, Zr22Al, Zr44Al) without a sublayer between the fuel particles and the matrix and with different sublayers (Nb, Nb5Zr, Nb15Zr) 5-10 microns thick confirmed the high efficiency of the Nb5Zr sublayer in increasing the compatibility of nuclear fuel with the matrix material. After isothermal annealing (850 ° C, 4 hours) in composite materials with a matrix of Zr1Nb alloy, traces of the interaction of the matrix material with uranium dioxide were detected, which manifests itself as a change in the microhardness of the matrix over the coating thickness and the appearance of zones of increased etchability with a thickness of ~ 15 μm in the matrix, adjacent to the particle of uranium dioxide. The maximum microhardness (1140 ± 194 MPa) has a coating layer adjacent to the surface of uranium dioxide. The microhardness of the matrix outside the interaction zone is 72O ± 68 MPa. The depth of the interaction zone increases with increasing time and temperature of the test. This interaction can be explained by the diffusion of oxygen from uranium dioxide. The same nature of the interaction was revealed at temperatures above 950 o C in compositions with a matrix of an alloy based on Zr, Al and in compositions with sublayers of Nb and Nb15Zr. The microhardness of the Nb5Zr willow sublayer in all compositions decreases after thermal tests. So after testing at a temperature of 1000 o C decreases from 475 ± 45 MPa (initial value) to 260 ± 36 MPa.
Эксперименты подтвердили, что при принятой технологии изготовления дисперсионной композиции толщина подслоя 5 мкм и больше предотвращает взаимодействие диоксида урана с матрицей. Введение подслоя толщиной больше 10 мкм нежелательно, так как приводит к увеличению количества ниобия в матрице, что повышает сечение захвата тепловых нейтронов матрицей. The experiments confirmed that with the adopted technology for the manufacture of the dispersion composition, the sublayer thickness of 5 μm or more prevents the interaction of uranium dioxide with the matrix. The introduction of a sublayer with a thickness of more than 10 μm is undesirable, since it leads to an increase in the amount of niobium in the matrix, which increases the cross section for thermal neutron capture by the matrix.
Структура заявляемого материала приведена на фиг.1, 2, где 1 - диоксид урана, 2 - материал матрицы, 3 - подслой между диоксидом урана и матрицей. На фиг. 1 приведена структура композиционного материала с матрицей из Zr, Al сплава (а -объемная доля ядерного топлива 65%, Х75, травленный; б -объемная доля ядерного топлива 75%, Х100). На фиг. 2 приведена структура композиционного материала с матрицей из Zr, Nb сплава с подслоем из Nb5Zr (объемная доля топлива 75%, Х100, травленный). The structure of the claimed material is shown in figures 1, 2, where 1 is uranium dioxide, 2 is the matrix material, 3 is the sublayer between uranium dioxide and the matrix. In FIG. Figure 1 shows the structure of a composite material with a matrix made of Zr, Al alloy (a - volume fraction of nuclear fuel 65%, X75 etched; b - volume fraction of nuclear fuel 75%, X100). In FIG. Figure 2 shows the structure of a composite material with a matrix of Zr, Nb alloy with a sublayer of Nb5Zr (fuel volume fraction of 75%, X100 etched).
Предлагаемый композиционный материал получен по технологической схеме, которая включает следующие основные операции: получение топливных частиц, нанесение на них покрытия необходимого состава, горячее изостатическое прессование контейнера с покрытыми топливными частицами и последующую механическую обработку. По такой схеме изготовлен композиционный материал с матричной структурой с содержанием ядерного топлива до 75%. The proposed composite material is obtained according to the technological scheme, which includes the following basic operations: obtaining fuel particles, coating them with the required composition, hot isostatic pressing of a container with coated fuel particles, and subsequent machining. According to this scheme, a composite material with a matrix structure with a nuclear fuel content of up to 75% is manufactured.
Claims (1)
Делящийся компонент - 60 - 75
Матричный компонент - Остальное
2. Композиционный материал по п.1, отличающийся тем, что частицы делящегося материала снабжены дополнительным покрытием из сплава на основе ниобия и циркония, имеющего структуру сплошного слоя толщиной 5 - 10 мкм, при следующем соотношении компонентов сплава, мас.%:
Ниобий - 90 - 96
Цирконий - Остальное1. Composite material for fuel cores of dispersion fuel elements containing particles from a refractory compound of fissile material distributed in a metal matrix containing an element selected from the group consisting of zirconium, characterized in that the matrix additionally contains one of the elements selected from the group comprising aluminum , niobium, with the following matrix components, wt.%: for a composition of zirconium and aluminum, respectively, zirconium 56 - 97 and aluminum 44 - 3, and for a composition of zirconium and niobium with 95 responsible zirconium - niobium and 99 5 - 1 in the following ratio of the fissile material and matrix components,% vol:.
Fissile component - 60 - 75
Matrix Component - Else
2. The composite material according to claim 1, characterized in that the particles of fissile material are provided with an additional coating of an alloy based on niobium and zirconium having a continuous layer structure with a thickness of 5-10 μm, in the following ratio of alloy components, wt.%:
Niobium - 90 - 96
Zirconium - Else
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU98112373A RU2139581C1 (en) | 1998-06-23 | 1998-06-23 | Composition material for fuel cores of dispersion fuel elements |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU98112373A RU2139581C1 (en) | 1998-06-23 | 1998-06-23 | Composition material for fuel cores of dispersion fuel elements |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2139581C1 true RU2139581C1 (en) | 1999-10-10 |
Family
ID=20207808
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU98112373A RU2139581C1 (en) | 1998-06-23 | 1998-06-23 | Composition material for fuel cores of dispersion fuel elements |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2139581C1 (en) |
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2181913C2 (en) * | 2000-08-14 | 2002-04-27 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Всероссийский научно-исследовательский институт неорганических материалов им. академика А.А. Бочвара" | Method for producing porous cermet parts from high-melting metal carbides |
| RU2231141C2 (en) * | 2002-01-14 | 2004-06-20 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Всероссийский научно-исследовательский институт неорганических материалов им. акад. А.А. Бочвара" | Composite fuel material and its manufacturing process |
| RU2522744C2 (en) * | 2012-01-11 | 2014-07-20 | Российская Федерация, от имени которой выступает Госкорпорация "Росатом" | Composite fuel model material with inert porous metal matrix and method for production thereof |
Citations (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US4006096A (en) * | 1970-12-24 | 1977-02-01 | Kernforschungsanlage Julich Gesellschaft Mit Beschrankter Haftung | Method of making fissionable-fuel and fertile breeder materials for nuclear reactors |
| US4430276A (en) * | 1981-10-02 | 1984-02-07 | Westinghouse Electric Corp. | Method of making stable UO2 fuel pellets |
| EP0376583A1 (en) * | 1988-12-29 | 1990-07-04 | General Atomics | Nuclear fuel particles and method of making nuclear fuel compacts |
-
1998
- 1998-06-23 RU RU98112373A patent/RU2139581C1/en active
Patent Citations (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US4006096A (en) * | 1970-12-24 | 1977-02-01 | Kernforschungsanlage Julich Gesellschaft Mit Beschrankter Haftung | Method of making fissionable-fuel and fertile breeder materials for nuclear reactors |
| US4430276A (en) * | 1981-10-02 | 1984-02-07 | Westinghouse Electric Corp. | Method of making stable UO2 fuel pellets |
| EP0376583A1 (en) * | 1988-12-29 | 1990-07-04 | General Atomics | Nuclear fuel particles and method of making nuclear fuel compacts |
Non-Patent Citations (2)
| Title |
|---|
| Скоров Д.М. Реакторное материаловедение. - М.: Атомиздат, 1966, с. 166. * |
| Трофимов В.И. и др. Разработка и испытания дисперсионного горючего UO 2 -Cr для высокотемпературных реакторов на быстрых нейтронах. Радиационное материаловедение. Т.8, с. 103-111. Труды Международной конференции по радиационному материаловедению. - Алушта: 22-25 мая 1990. * |
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2181913C2 (en) * | 2000-08-14 | 2002-04-27 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Всероссийский научно-исследовательский институт неорганических материалов им. академика А.А. Бочвара" | Method for producing porous cermet parts from high-melting metal carbides |
| RU2231141C2 (en) * | 2002-01-14 | 2004-06-20 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Всероссийский научно-исследовательский институт неорганических материалов им. акад. А.А. Бочвара" | Composite fuel material and its manufacturing process |
| RU2522744C2 (en) * | 2012-01-11 | 2014-07-20 | Российская Федерация, от имени которой выступает Госкорпорация "Росатом" | Composite fuel model material with inert porous metal matrix and method for production thereof |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| Chen et al. | Recent studies on potential accident-tolerant fuel-cladding systems in light water reactors: S.-L. Chen et al. | |
| Kim et al. | Development status of accident-tolerant fuel for light water reactors in Korea | |
| Minato et al. | Fission product palladium-silicon carbide interaction in HTGR fuel particles | |
| Meyer et al. | Fuel development for gas-cooled fast reactors | |
| Lee et al. | Nuclear applications for ultra‐high temperature ceramics and MAX phases | |
| KR101733832B1 (en) | Nuclear fuel, nuclear fuel element, nuclear fuel assembly and a method manufacturing nuclear fuel | |
| Minato et al. | Deterioration of ZrC-coated fuel particle caused by failure of pyrolytic carbon layer | |
| EP0347638B1 (en) | Alloy coated nuclear fuel cladding | |
| RU2139581C1 (en) | Composition material for fuel cores of dispersion fuel elements | |
| Wongsawaeng | Performance modeling of Deep Burn TRISO fuel using ZrC as a load-bearing layer and an oxygen getter | |
| Stahl | Fuels for research and test reactors, status review: July 1982 | |
| US5267290A (en) | Zirconium alloy absorber layer | |
| Lindemer et al. | Kernel migration for HTGR fuels from the system Th‐U‐Pu‐C‐O‐N | |
| Troyanov et al. | Cermet fuel in a light water reactor: a possible way to improve safety. Part I. Fabrication and characterization | |
| Savchenko et al. | Review of AA Bochvar Institute Activities in Developing Potentially Accident Tolerant Fuel for Light Water Reactors | |
| Makenas et al. | SP‐100 Fuel Pin Performance: Results from Irradiation Testing | |
| Lundberg et al. | Nuclear fuels for very high temperature applications | |
| Gomes et al. | Improving performance with accident tolerant-fuels | |
| RU2328783C1 (en) | Coated fuel particle of nuclear reactor | |
| Hastings et al. | High burnup performance of annular UO2 fuel with inter-pellet graphite discs | |
| Savchenko et al. | Zirconium Matrix Alloys for Uranium-Intensive Dispersion Fuel Compositions. | |
| US6334963B1 (en) | Absorbent neutronic composite material and method for producing same | |
| Banerjee et al. | 10-Nuclear Fuels | |
| Mills et al. | Irradiation effects on dispersion type BeO-UO2 fuels for ebor | |
| Yang et al. | Thermodynamic evaluation of equilibrium oxygen composition of UO2-Mo nuclear fuel pellet under high temperature steam |