RU2369925C1 - Микротвэл ядерного реактора - Google Patents

Микротвэл ядерного реактора Download PDF

Info

Publication number
RU2369925C1
RU2369925C1 RU2008110291/06A RU2008110291A RU2369925C1 RU 2369925 C1 RU2369925 C1 RU 2369925C1 RU 2008110291/06 A RU2008110291/06 A RU 2008110291/06A RU 2008110291 A RU2008110291 A RU 2008110291A RU 2369925 C1 RU2369925 C1 RU 2369925C1
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
density
layer
pyrocarbon
layers
nuclear reactor
Prior art date
Application number
RU2008110291/06A
Other languages
English (en)
Inventor
Валентин Петрович Денискин (RU)
Валентин Петрович Денискин
Сергей Дмитриевич Курбаков (RU)
Сергей Дмитриевич Курбаков
Иван Иванович Федик (RU)
Иван Иванович Федик
Альберт Семенович Черников (RU)
Альберт Семенович Черников
Original Assignee
Федеральное государственное унитарное предприятие Научно-исследовательский институт Научно-производственное объединение "Луч"
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 Федеральное государственное унитарное предприятие Научно-исследовательский институт Научно-производственное объединение "Луч" filed Critical Федеральное государственное унитарное предприятие Научно-исследовательский институт Научно-производственное объединение "Луч"
Priority to RU2008110291/06A priority Critical patent/RU2369925C1/ru
Application granted granted Critical
Publication of RU2369925C1 publication Critical patent/RU2369925C1/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

  • Ceramic Products (AREA)

Abstract

Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к микротвэлам ядерного реактора. Микротвэл ядерного реактора содержит топливную микросферу и многослойное защитное покрытие. Это покрытие состоит из последовательно нанесенных на топливную микросферу слоев из пироуглерода низкой плотности, высокоплотного изотропного пироуглерода, карбида циркония, карбида кремния и наружного слоя из высокоплотного изотропного пироуглерода. Микротвэл дополнительно содержит слой из пироуглерода плотностью 1,40-1,60 г/см3. Этот слой расположен между слоями карбидов. Изобретение направлено на уменьшение повреждаемости слоя из карбида кремния и карбида циркония за счет уменьшения его коррозионного повреждения при воздействии угарного газа и твердых продуктов деления в условиях радиационного распухания и термоциклирования. 1 табл.

Description

Микротвэл ядерного реактора
Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к микротвэлам ядерного реактора.
Микротвэл (МТ) ядерного реактора - это топливная микросфера (ТМ) из ядерного материала (UO2, РuО2, ТhO2) со слоями защитного покрытия (Allen P.L., Ford L.H. and Shennan J.V. Nuclear fuel coated particle Development in the Reactor fuel element laboratories of the U.K. atomic energy authority. - Nucl. Technol., Vol.35, September, 1977, p.246-253).
В качестве защитных покрытий используют пироуглерод различной плотности - PyC, карбид кремния - SiC и карбид циркония - ZrC (Gulden T.D., Nickel Н. Preface coated particle fuels. - Nucl. Technol., Vol.35, September, 1977, p.206-213).
Высокоплотный изотропный PyC является диффузионным барьером по отношению к газообразным продуктам деления (ГПД), слои SiC и ZrC служат основными силовыми слоями в МТ и диффузионными барьерами для твердых продуктов деления (ТПД).
Известен микротвэл ядерного реактора, содержащий ТМ из UO2 и четырехслойное защитное покрытие, первый слой которого выполнен из высокопористого PyC плотностью 1,10 г/см3, толщиной 97±13 мкм, второй слой - из высокоплотного изотропного PyC плотностью 1,85 г/см3 и толщиной 33±3мкм, третий слой - из SiC плотностью 3,20 г/см3 и толщиной 34±2мкм и четвертый (наружный) слой - из высокоплотного изотропного PyC плотностью 1,85 г/см3 и толщиной 39±3мкм (Minato К., Sawa К., Коуа Т. etal. Fission product real ease behavior of individual coated fuel particles for High-Temperature Gas-Cooled Reactors. - Nucl. Technol. Vol.131, July 2000, p.36-47).
Недостатком указанного микротвэла ядерного реактора является повышенная проницаемость продуктов деления, например, Ag и Cs через SiC-слой, особенно при повышенных температурах облучения МТ (более 1350°С), при термоциклировании и достижении высоких значений флюенса быстрых нейтронов (более 4,0·1021 н/см2).
Известен микротвэл ядерного реактора, содержащий ТМ из UO2 и четырехслойное защитное покрытие, первый слой которого выполнен из высокопористого пироуглерода плотностью 1,11 г/см3 и толщиной 64 мкм, второй слой из высокоплотного изотропного PyC плотностью 1,84 г/см3 и толщиной 26 мкм, третий слой из карбида циркония плотностью 6,6 г/см3 и толщиной 31 мкм и четвертый (наружный) из высокоплотного изотропного PyC плотностью 1,95 г/см3 и толщиной 55 мкм (Minato К., Fukuda К., Sekino H., et.al. Deterioration of ZrC-coated fuel particle caused by failure of pyrolytic carbon layer-J. of Nucl. Mater., 252 (1998) p.13-21).
Недостатком указанного микротвэла ядерного реактора является повышенная проницаемость ТПД (особенно Ag и Cs) в условиях интенсивного коррозионного воздействия СО на ZrC при разрушении второго высокоплотного изотропного PyC.
Наиболее близким аналогом-прототипом предложенному техническому решению является микротвэл ядерного реактора, содержащий топливную микросферу и многослойное защитное покрытие, в котором первый от топливной микросферы слой выполнен из низкоплотного пироуглерода, второй - из высокоплотного изотропного PyC, третий слой из карбида циркония, четвертый слой - из карбида кремния, пятый, наружный, слой - из высокоплотного изотропного пироуглерода (Патент Японии №3-108692, МКИ G21C 3/62, заявл. 22.09.89, опубл. 08.05.91).
Недостатком указанного микротвэла ядерного реактора является высокая повреждаемость карбидных слоев, особенно карбида кремния, в процессе термомеханического воздействия на микротвэл, обусловленная различиями в коэффициентах линейного термического расширения ZrC и SiC и напряжениями из-за различия параметров кристаллической решетки этих материалов. Коррозионная повреждаемость ZrC существенным образом активируется в условиях термоциклирования за счет образования оксикарбидных фаз типа ZrCxOy, имеющих большие по сравнению с ZrC анизотропные радиационные размерные изменения.
Существенный вклад в разрушение силовых покрытий из ZrC и SiC вносит различная степень распухания этих материалов по мере набора дозы облучения. В условиях низких температур (начало облучения) для SiC-слоя характерно интенсивное распухание (до 10% объемных). Карбид циркония в этих условиях остается практически неизменным. Возникающие напряжения на границе ZrC-SiC релаксировать за счет термической ползучести не могут (низкие значения температуры). Поэтому в этих условиях возникает значительная вероятность образования трещин в любом из карбидных слоев. При температурах 1000°C и выше доминирующим наряду с распуханием является механизм развития напряжений за счет различий в коэффициентах термического расширения, что недопустимо для керамики в условиях термоциклирования.
Перед авторами предложенного технического решения стояла задача уменьшения повреждаемости слоев из SiC и ZrC за счет уменьшения его коррозионного повреждения при воздействии СО и ТПД в условиях радиационного распухания и термоциклирования.
Поставленная задача решается тем, что в микротвэле ядерного реактора, содержащем ТМ и пятислойное защитное покрытие, между третьим (ZrC) и четвертым (SiC) слоями микротвэл дополнительно содержит слой из пироуглерода плотностью 1,40-1,60 г/см3.
Экспериментальные результаты указывают на то, что пироуглерод плотностью 1,40-1,60 г/см3 обладает меньшим коэффициентом термического расширения (КЛТР), чем ZrC, и близким значением КТЛР к SiC-слою. В случае разрушения слоя из ZrC слой из пироуглерода плотностью 1,40-1,60 г/см3 является дополнительным барьером, предотвращающим проникновение трещин в SiC-слой, а также компенсирует радиационное распухание SiC, уменьшая напряжения между карбидными слоями.
Причинно-следственная связь между существенными признаками и техническим результатом заключается в следующем. Микротвэл ядерного реактора, содержащий топливную микросферу и многослойное защитное покрытие, состоящее из последовательно нанесенных на топливную микросферу слоев из пироуглерода низкой плотности, высокоплотного изотропного пироуглерода, карбида циркония, карбида кремния и наружного слоя из высокоплотного изотропного пироуглерода, содержит дополнительно между карбидными слоями слой пироуглерода плотностью 1,40-1,60 г/см3.
Каждый из слоев предложенного микротвэла ядерного реактора выполняет следующие функции:
- первый низкоплотный PyC предоставляет объем для локализации ГПД, компенсирует несоответствие КЛТР между ТМ и высокоплотными слоями, защищает второй слой от повреждения осколками деления (ядрами отдачи);
- второй высокоплотный изотропный PyC является диффузионным барьером для ГПД, защищает ZrC от коррозионного воздействия продуктов деления;
- третий ZrC слой является силовым покрытием и диффузионным барьером для ТПД;
- четвертый слой пироуглерода плотностью 1,40-1,60 г/см3 является компенсатором несоответствия КЛТР ZrC и последующего SiC слоя, барьером, предотвращающим распространение трещин в SiC-слой, предохраняет от повреждений SiC-слой, а также служит компенсатором различных радиационно-термических изменений в карбидных слоях;
- пятый SiC-слой является силовым покрытием и диффузионным барьером для ТПД;
- шестой высокоплотный изотропный PyC слой является диффузионным барьером для ГПД и защищает слой из SiC от механических повреждений.
В качестве примера реализации предлагаемого микротвэла приведем следующие данные. На топливные микросферы (масса навески 30 г) из UO2 диаметром около 200 мкм в кипящем слое последовательно осаждают шестислойное покрытие:
№ п/п Слой покрытия Температура пиролиза Расход газов, л/ч Концентрация реагентов, об.% Время процесса, мин Толщина
слоя, мкм
Ar H2 с2н2 С3Н6 CH3SiCl3 ZrCl4
1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 11
1 Низкоплотный PyC 1450±20 600 90 2,5 95,0
2 Высокоплотный PyC 1330±20 1200 3J0O 7,0 40,0
3 Карбид циркония 1500±20 100 1500 120 2,0 100,0 35,0
4 PyC плотность 1,4-1,6 г/см2 1450±20 1300 1500 200 7,0 10,5
CH4
5 Карбид кремния 1550±20 1500 1,5 110,0 30,0
6 Высокоплотный PyC 1330±20 1200 350 10,0 45,0
В процессе облучения МТ в слоях защитных покрытий протекают существенные радиационно-химические изменения:
- PyC-слои претерпевают радиационно-размерные изменения, выражающиеся, прежде всего, в образовании радиальных трещин в низкоплотном, а затем и в высокоплотном внутреннем PyC;
- образующийся в процессе деления UO2 кислород взаимодействует с PyC с образованием СО, который по радиальным трещинам проходит к слою ZrC, вызывая его коррозию;
- в результате коррозионных повреждений слой из ZrC становится проницаемым для ТПД, а ГПД создают повышенное давление в МТ, что приводит к возникновению растягивающих напряжений в SiC;
- в условиях радиационного распухания и термоциклирования существенно повышается вероятность разрушения слоя из ZrC и распространения трещин в SiC слой;
- введение в состав МТ слоя из пироуглерода плотностью 1,40-1,60 г/см2 между слоями из ZrC и SiC приводит к перераспределению напряжений в многослойной конструкции покрытий, что обеспечивает компенсацию напряжений за счет различных по знаку радиационно-размерных изменений слоев (карбид кремния распухает, а пироуглерод усаживается).
Выбор плотности пироуглеродного слоя в указанных пределах основывается на следующих экспериментальных данных. При плотности менее 1,4 г/см2 пироглерод усаживается с существенно большей скоростью, чем распухает карбид кремния, что может приводить к возникновению локальных отслоений и, как следствие, к возникновению опасных для хрупкого SiC-слоя растягивающих напряжений. При плотности более 1,6 г/см3 скорость усадки пироуглерода мала и не обеспечивает компенсацию распухания SiC.

Claims (1)

  1. Микротвэл ядерного реактора, содержащий топливную микросферу и многослойное защитное покрытие, состоящее из последовательно нанесенных на топливную микросферу слоев из пироуглерода низкой плотности, высокоплотного изотропного пироуглерода, карбида циркония, карбида кремния и наружного слоя из высокоплотного изотропного пироуглерода, отличающийся тем, что между слоями карбидов микротвэл дополнительно содержит слой из пироуглерода плотностью 1,40-1,60 г/см3.
RU2008110291/06A 2008-03-17 2008-03-17 Микротвэл ядерного реактора RU2369925C1 (ru)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2008110291/06A RU2369925C1 (ru) 2008-03-17 2008-03-17 Микротвэл ядерного реактора

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2008110291/06A RU2369925C1 (ru) 2008-03-17 2008-03-17 Микротвэл ядерного реактора

Publications (1)

Publication Number Publication Date
RU2369925C1 true RU2369925C1 (ru) 2009-10-10

Family

ID=41261043

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU2008110291/06A RU2369925C1 (ru) 2008-03-17 2008-03-17 Микротвэл ядерного реактора

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU2369925C1 (ru)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CZ305059B6 (cs) * 2013-09-20 2015-04-15 České Vysoké Učení Technické V Praze, Fakulta Strojní, Ústav Energetiky Vrstva, chránící povrch zirkoniových slitin užívaných v jaderných reaktorech

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CZ305059B6 (cs) * 2013-09-20 2015-04-15 České Vysoké Učení Technické V Praze, Fakulta Strojní, Ústav Energetiky Vrstva, chránící povrch zirkoniových slitin užívaných v jaderných reaktorech

Similar Documents

Publication Publication Date Title
Petti et al. Key differences in the fabrication, irradiation and high temperature accident testing of US and German TRISO-coated particle fuel, and their implications on fuel performance
US20090032178A1 (en) Multi-layered ceramic tube for fuel containment barrier and other applications in nuclear and fossil power plants
JP6466956B2 (ja) 原子燃料棒のセラミック含有被覆管に被覆を施す方法及び複合材
US20120314831A1 (en) Light Water Reactor TRISO Particle-Metal-Matrix Composite Fuel
US3649452A (en) Nuclear reactor fuel coated particles
Ford et al. Recent developments of coatings for GCFR and HTGCR fuel particles and their performance
ZA200610704B (en) Nuclear fuel
US3650896A (en) Nuclear fuel particles
RU2333553C1 (ru) Микротвэл ядерного реактора
RU2369925C1 (ru) Микротвэл ядерного реактора
RU2328783C1 (ru) Микротвэл ядерного реактора
RU2368963C1 (ru) Микротвэл ядерного реактора
RU2382423C2 (ru) Микротвэл ядерного реактора на быстрых нейтронах
RU2603018C1 (ru) Микротвэл ядерного реактора
RU2325711C1 (ru) Микротвэл ядерного реактора
RU2368966C1 (ru) Микротвэл ядерного реактора с двухслойным защитным покрытием топливной микросферы
RU2333552C1 (ru) Микротвэл ядерного реактора с трехслойным защитным покрытием топливной микросферы
RU2368964C1 (ru) Микротвэл ядерного реактора
RU2328781C1 (ru) Микротвэл ядерного реактора
RU2294569C1 (ru) Микротвэл ядерного реактора
Lorrette et al. Quench behavior of SiC/SiC cladding after a high temperature ramp under steam conditions
RU2300818C1 (ru) Способ получения микротвэлов ядерного реактора
RU2603020C1 (ru) Способ изготовления микротвэлов ядерного реактора
RU2393558C2 (ru) Микротвэл ядерного реактора с двухслойным защитным покрытием топливной микросферы
RU2387030C1 (ru) Микротвэл легководного ядерного реактора

Legal Events

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

Effective date: 20200318