RU2328781C1 - Микротвэл ядерного реактора - Google Patents
Микротвэл ядерного реактора Download PDFInfo
- Publication number
- RU2328781C1 RU2328781C1 RU2006144745/06A RU2006144745A RU2328781C1 RU 2328781 C1 RU2328781 C1 RU 2328781C1 RU 2006144745/06 A RU2006144745/06 A RU 2006144745/06A RU 2006144745 A RU2006144745 A RU 2006144745A RU 2328781 C1 RU2328781 C1 RU 2328781C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- layer
- pyrocarbon
- fuel
- density
- nuclear reactor
- Prior art date
Links
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
- Carbon And Carbon Compounds (AREA)
Abstract
Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к микросферическому топливу тепловыделяющих элементов ядерных реакторов. Микротвэл ядерного реактора содержит топливную микросферу и многослойное защитное покрытие, состоящее из последовательно нанесенных на микросферу слоев низкоплотного пироуглерода, высокоплотного изотропного пироуглерода, слоя карбида кремния и слоя состава Si3Al303N5. Изобретение обеспечивает повышение эксплуатационного ресурса ядерного реактора. 1 табл.
Description
Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к микросферическому топливу тепловыделяющих элементов ядерных реакторов.
Микротвэл ядерного реактора - это топливная микросфера из ядерного материала со слоями защитного покрытия (Беденг Д., Газоохлаждаемые высокотемпературные реакторы, пер. с нем., М., Атомиздат. 1975, 224 с.).
В качестве защитных покрытий используют пироуглерод различной плотности, карбиды кремния и циркония (см., например. Gulden T.D., Nickel H., Preface coated particle fuels, Nucl. TechnoL, Vol.35, September, 1977, p.206-213).
Защитные покрытия микротвэлов ядерного реактора выполняют многоцелевые функции:
- удержание газообразных и твердых продуктов деления в пределах микротвэла, снижая тем самым затраты на защиту и эксплуатацию конструкций, находящихся вне активной зоны реактора, обеспечивая возможность использования теплоносителя (гелия) без промежуточного теплообменника для выработки электроэнергии, например, по газотурбинному циклу;
- компенсация напряжений, возникающих из-за несоответствий в коэффициентах линейного термического расширения материала топливной микросферы и высокоплотных слоев покрытия;
- защита топливного материала и силового, например карбидокремниевого, слоя от охрупчивания, коррозии в теплоносителе или от примесей, особенно металлических, в материале твэла;
- создание свободного объема для локализации газообразных продуктов деления в ходе облучения - эту функцию выполняет буферный пироуглерод - первый от топливной микросферы защитный высокопористый слой.
Толщины покрытий, вид топлива и характеристики топливных микросфер микротвэлов оптимизируются применительно к конкретным условиям работы реактора.
В процессе облучения каждый из защитных слоев микротвэла взаимосогласованно противодействует выходу газообразных и твердых продуктов деления за пределы микротвэла: высокопористый пироуглерод защищает высокоплотный пироуглерод от прямой бомбардировки ядрами отдачи и локализует газообразные продукты деления, внутренний высокоплотный пироуглерод является первым диффузионным барьером по отношению к газообразным и твердым продуктам деления, одновременно защищая последующий слой карбида кремния от коррозионного воздействия на него твердых продуктов деления, слой карбида кремния, в силу своих превосходных физико-механических и теплофизических характеристик, является основным силовым слоем микротвэла и диффузионным барьером по отношению, прежде всего, к твердым продуктам деления.
Целостность многослойного покрытия микротвэла в процессе облучения зависит в первую очередь от степени структурных изменений пироуглерода. Поведение пироуглеродных покрытий при облучении быстрыми нейтронами во многом аналогично поведению других углеграфитовых материалов: анизотропия свойств приводит к различным размерным изменениям в зависимости от ориентации кристаллографических осей (Baier J., Uber den Einfluss des sxhnellen Neutrzonenflussen auf das mechanische Verhalten Beschichteter Drennstoffleilchen in HTR, JuL-1038, Julich, 1974).
В направлении, параллельном плоскости осаждения пироуглерода, происходит значительная усадка, зависящая от температуры облучения и исходной плотности материала. В направлении, перпендикулярном плоскости осаждения, происходит первоначальная усадка, которая с увеличением флюенса нейтронов переходит в распухание.
Степень размерной стабильности пироуглерода связана с изотропностью материала. Анизотропия радиационно-размерных изменений под облучением приводит к росту напряжений. В результате на внутренней поверхности пироуглеродного слоя, где напряжения максимальны, появляются трещины. Помимо нарушения взаимосогласованного сосуществования системы слоев защитного покрытия микротвэла, образующиеся копьевидные усадочные трещины открывают прямой доступ монооксида углерода и твердых продуктов деления к основному силовому слою, вызывая его коррозию.
Карбид кремния при температуре эксплуатации 1000°С и более является эффективным диффузионным барьером по отношению к большинству продуктов деления, обладает высокой прочностью и теплопроводностью, в существенно меньшей степени, чем пироуглерод, подвержен радиационным размерным изменениям (Price R.J., Properties of silicon carbide for nuclear fuel particle coatings. Nuclear technology, vol.35,2, p.320-336).
Известен микротвэл ядерного реактора, содержащий топливную микросферу на основе двуокиси урана и многослойное защитное покрытие, в котором первый от топливной микросферы слой выполнен из пироуглерода низкой плотности, второй слой - из высокоплотного изотропного пироугдерода, третий слой - из карбида циркония, четвертый слой - из высокоплотного изотропного пироуглерода (Minato К., Ogawa Т., Fucuda К., Fission products release from ZrC coated particles during post-irradiation heating at 1600°C. J. of Nucl. Mater., vol.224, 2, 1995, p.85-92).
Недостатком указанного микротвэла является низкая радиационно-химическая стойкость слоя карбида циркония по отношению к таким окислителям, как Н2О, СО, СО2. Карбид циркония также обладает низкой стойкостью по отношению к металлам типа Fe, Cr, Ni, Co, которые могут находиться в виде примесей в матрице твэла, либо являться конструкционными материалами топливных сборок.
Известен также микротвэл ядерного реактора, содержащий топливную микросферу на основе двуокиси урана и трехслойное защитное покрытие, первый слой которого, нанесенный на топливную микросферу, выполнен из низкоплотного пироуглерода. Следующий, второй слой, выполнен из высокоплотного изотропного пироуглерода, а третий слой - из композиции карбид циркония-пироуглерод (Каае J.L., Sterling S.A., Yang L., Improvements in the performance of nuclear fuel particles offered by silicon-alloyed carbon coating. Nuclear Technology, vol.35, September 1977, p.536-547).
Недостатком этого микротвэла является также низкая коррозионная стойкость композиции карбид кремния-пироуглерод по отношению к Н2О, СО, СО2, металлам типа Fe, Cr, Ni, Co.
Известен микротвэл ядерного реактора с топливной микросферой на основе (Pu0,2U0,8)O2-x и трехслойным защитным покрытием, в котором первый от топливной микросферы слой выполнен из пироуглерода низкой плотности толщиной 45 мкм, второй слой - из высокоплотного пироуглерода толщиной 5 мкм и наружный слой - из карбида кремния толщиной около 50 мкм (Donne M.D.,Shumacher G., Considaration of PyC and SiC coated oxide particles for gas-cooled fast reactor application, J. Of Nucl. Mater., 1971, v.40, p.27-40).
К недостаткам такого микротвэла следует отнести высокую повреждаемость хрупкого карбидокремниевого слоя при механических нагружениях, а также низкую его коррозионную стойкость в щелочных средах и при контактах с большинством металлов, особенно Fe, Ni, Cr, Ti, Al, Nb, Zr, Та и др. Указанные факторы существенно уменьшают ресурс эксплуатации микротвэла, т.е. глубину выгорания в нем топлива.
Наиболее близким к заявляемому микротвэлу является микротвэл ядерного реактора, содержащий топливную микросферу на основе диоксида урана и многослойное защитное покрытие, в котором первый от топливной микросферы слой выполнен из пироуглерода низкой плотности, второй слой - из высокоплотного изотропного пироуглерода, третий слой из карбида кремния, четвертый слой - из высокоплотного изотропного пироуглерода (Charollais F., Fonquemie S., Parrais С. at. al., CEA and AREVA Rand D on HTR fuel fabrication and presentation of CAPRI experimental manufacturing line, Nuclear Engineering, vol.236 (2006), p.534-542). Этот микротвэл выбран в качестве прототипа.
Такой микротвэл характеризуется повышенной повреждаемостью основного силового слоя - слоя карбида кремния. При достижении высокого выгорания топлива этот слой находится в условиях высокого внутреннего давления газообразных продуктов деления и вероятность его хрупкого разрушения весьма высока. С другой стороны, внешний слой пироуглерода подвержен радиологическому окислению водным теплоносителем и образует непрерывный ряд твердых растворов с примесными элементами теплоносителя, например, Fe, Ni, Cr, Mn, которые интенсивно взаимодействуют с карбидным слоем. Низкие защитные свойства внешнего слоя пироуглерода в условиях длительной эксплуатации микротвэла в окислительной среде и в присутствии металлов также вызывают повышенную повреждаемость карбидокремниевого слоя. Указанные факторы определяют основной недостаток прототипа - ограниченность ресурса эксплуатации.
Предлагаемый микротвэл ядерного реактора содержит топливную микросферу и многослойное защитное покрытие, состоящее из последовательно нанесенных на микросферу слоев низкоплотного пироуглерода, высокоплотного изотропного пироуглерода, карбида кремния и сиалона Si3Al3О3N5.
Каждый из слоев предлагаемого микротвэла выполняет следующие функции:
- первый слой из пироуглерода низкой плотности создает свободный объем для локализации газообразных продуктов деления;
- второй - высокоплотный изотропный пироуглерод является диффузионным барьером для газообразных продуктов деления;
- третий слой из SiC является основным силовым слоем, противостоящим высокому внутреннему давлению газообразных продуктов деления и служащим диффузионным барьером для твердых продуктов деления;
- четвертый, внешний слой, выполненный из Si3Al3О3N5, служит защитой хрупкого карбидокремниевого слоя от механических повреждений, поскольку Si3Al3О3N5 является более пластичным керамическим материалом по сравнению с SiC. Кроме того, этот слой защищает слой SiC от коррозионного воздействия теплоносителя (воды) и механических примесей теплоносителя (например, катионов Fe, Ni, Cr и т.п.), а также при непосредственном контакте микротвэла с металлическими конструкциями активной зоны ядерного реактора.
Таким образом, предлагаемый микротвэл превосходит известные микротвэлы по глубине выгорания топлива и, соответственно, обеспечивает повышение эксплуатационного ресурса ядерного реактора.
Приведем пример осуществления предлагаемого технического решения. Четырехслойное защитное покрытие на топливные микросферы из диоксида урана диаметром 500 мкм последовательно осаждают в кипящем слое по следующим режимам:
- пироуглерод низкой плотности (температура пиролиза 1450°С, концентрация С2Н2 в смеси с аргоном 60 об.%; суммарный расход газовой смеси 1500 л/ч);
- высокоплотный изотропный пироуглерод (температура пиролиза 1300°С, концентрация С3Н6 в смеси с аргоном 30 об.%; суммарный расход газовой смеси 1400 л/ч);
- карбид кремния (температура пиролиза 1550°С; концентрация CH3SiCl3 - 1,0 об.%, суммарный расход водорода 1500 л/ч);
- слой состава Si3Al3O3N5 (температура пиролиза 1300-1350°С, концентрация SiCl4 - 3 об.%, NH3 - 5,0 об.%, AlCl3 - 3 об.%, H2O - 1,5 об.%; расход азота в испаритель SiCl4 - 10,0 л/мин, температура испарителя SiCl - 20°С, расход азота в испаритель AlCl3 - 5,0 л/мин, температура испарителя AlCl3 - 200-250°С, расход водорода - 10 л/мин, расход аргона в дозатор NH3 - 3,0 л/мин).
В таблице приведено сопоставление ресурса эксплуатации прототипа и предлагаемого микротвэла.
Параметр | Прототип | Предлагаемый микротвэл |
Ограничение по величине флюенса быстрых нейтронов, нейтрон/см2 | до 1·1021 | до 40-1021 |
Максимально допустимая температура эксплуатации топлива до начала разгерметизации покрытий, °С | 700-800 | 1100-1300 |
Глубина выгорания топлива на момент разгерметизации покрытий, % тяжелых атомов | (5-7)(1) до 10(1) | (10-12)(1) до 15(2) |
Примечание. (1) Глубина выгорания топлива ограничена указанными величинами при одновременном окислительном воздействии теплоносителя со щелочной реакцией, растворенных в нем катионов (Fe3+, Cr3+ и т.п.) и наличии непосредственного контакта микротвэлов с металлическими конструкциями активной зоны.
(2) Указанные значения глубины выгорания соотносятся с температурами эксплуатации 800 и 1300°С.
Claims (1)
- Микротвэл ядерного реактора, содержащий топливную микросферу и многослойное защитное покрытие, состоящее из последовательно нанесенных на микросферу слоев низкоплотного пироуглерода, высокоплотного изотропного пироуглерода и карбида кремния, отличающийся тем, что микротвэл в покрытии содержит слой состава Si3Al3O3N5, нанесенный на слой карбида кремния.
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2006144745/06A RU2328781C1 (ru) | 2006-12-18 | 2006-12-18 | Микротвэл ядерного реактора |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2006144745/06A RU2328781C1 (ru) | 2006-12-18 | 2006-12-18 | Микротвэл ядерного реактора |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
RU2328781C1 true RU2328781C1 (ru) | 2008-07-10 |
Family
ID=39680847
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
RU2006144745/06A RU2328781C1 (ru) | 2006-12-18 | 2006-12-18 | Микротвэл ядерного реактора |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
RU (1) | RU2328781C1 (ru) |
Cited By (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
RU2603020C1 (ru) * | 2015-06-30 | 2016-11-20 | Акционерное общество "Высокотехнологический научно-исследовательский институт неорганических материалов имени академика А.А. Бочвара" | Способ изготовления микротвэлов ядерного реактора |
RU2603358C1 (ru) * | 2015-11-11 | 2016-11-27 | Акционерное общество "Высокотехнологический научно-исследовательский институт неорганических материалов имени академика А.А. Бочвара" | Способ изготовления микротвэлов ядерного реактора |
-
2006
- 2006-12-18 RU RU2006144745/06A patent/RU2328781C1/ru not_active IP Right Cessation
Non-Patent Citations (1)
Title |
---|
CHAROLLAIS F. et al. CEA and AREVA Rand D on HTR fuel fabrication and presentation of CAPRI experimental manufacturing line. Nuclear Engineering, vol.236, 2006, p.534-542. * |
Cited By (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
RU2603020C1 (ru) * | 2015-06-30 | 2016-11-20 | Акционерное общество "Высокотехнологический научно-исследовательский институт неорганических материалов имени академика А.А. Бочвара" | Способ изготовления микротвэлов ядерного реактора |
RU2603358C1 (ru) * | 2015-11-11 | 2016-11-27 | Акционерное общество "Высокотехнологический научно-исследовательский институт неорганических материалов имени академика А.А. Бочвара" | Способ изготовления микротвэлов ядерного реактора |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
Qiu et al. | A review on thermohydraulic and mechanical-physical properties of SiC, FeCrAl and Ti3SiC2 for ATF cladding | |
US10062458B2 (en) | SiC matrix fuel cladding tube with spark plasma sintered end plugs | |
Zhou et al. | Current status and future development of coated fuel particles for high temperature gas-cooled reactors | |
JP4763699B2 (ja) | 原子力発電所における燃料格納容器障壁等に使用される多層セラミックチューブ | |
US10916352B2 (en) | Nuclear reactor having a layer protecting the surface of zirconium alloys | |
JP7367020B2 (ja) | 軽水炉運転中のSiC被覆管を沈静化させるための被膜及び表面改質 | |
Ford et al. | Recent developments of coatings for GCFR and HTGCR fuel particles and their performance | |
RU2328781C1 (ru) | Микротвэл ядерного реактора | |
CN217948265U (zh) | 一种核电厂锆合金包壳管表面用抗高温水蒸气腐蚀涂层 | |
Burchell et al. | Material properties data for fusion reactor plasma facing carbon-carbon composites | |
RU2382423C2 (ru) | Микротвэл ядерного реактора на быстрых нейтронах | |
RU2325710C1 (ru) | Микротвэл ядерного реактора | |
JP2732469B2 (ja) | 被覆燃料粒子 | |
RU2294569C1 (ru) | Микротвэл ядерного реактора | |
CN113136541B (zh) | 一种Zr基合金表面梯度ZrC涂层及其制备方法 | |
RU2387030C1 (ru) | Микротвэл легководного ядерного реактора | |
RU2369925C1 (ru) | Микротвэл ядерного реактора | |
Beleevskii et al. | Prospective micro-encapsulated fuel with silicon carbide protective coat | |
Yeom et al. | Environmental degradation of ceramic materials in nuclear energy systems | |
Wagih | Fuel performance of multi-layered zirconium and silicon carbide based Accident Tolerant Fuel claddings | |
RU2333552C1 (ru) | Микротвэл ядерного реактора с трехслойным защитным покрытием топливной микросферы | |
Zinkle | Opportunities and challenges for materials innovation in nuclear energy | |
RU2370835C1 (ru) | Микротвэл ядерного реактора | |
RU2333551C1 (ru) | Микротвэл для сверхвысокотемпературного ядерного реактора | |
CN117894492A (zh) | 一种增强芯块传热型复合碳化硅包壳核燃料棒 |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
MM4A | The patent is invalid due to non-payment of fees |
Effective date: 20201219 |