Ядерное топливо т

На рис. 33.24 представлены экспериментальные данные о внутриреакторной скорости ползучести нитридного уранового топлива, начальная плотность которого плотностью 96 % ТП, при скорости

Сравнительная оценка внутриреакторной ползучести UN и UO2 (f = 1 · 1013 см−3 · с−1 и σ = 20 МПа) представлена на рис. 33.25, на котором видно что, радиационная составляющая ползучести оксидного топлива в 10 раз выше, чем нитридного. Это объясняется большей скоростью подавления термических пиков в нитридном топливе, обладающем более высокой теплопроводностью. Увеличение интенсивности делений с 1 · 1013 до 2,5 · 1014 см−3 · с−1 повы-

Рис. 33.25. Ползучесть мононитридного уранового и оксидного топлива при напряжении 20 МПа, нормированная на 1 · 1013 см−3 · с−1

461

33.7.2. Радиационное распухание нитридного топлива.

Распухание топлива помимо степени его выгорания содержания примесей, легирующих элементов зависит также и от распределения температуры внутри топлива. Из экспериментов по облучению экспериментальных ТВС известна только температура на внешней поверхности оболочки топливного столба Тi, равная температуре теплоносителя вблизи твэла Tcool. Температура на поверхности топлива Ts при стационарном режиме работы представляет собой сумму вида:

Здесь Tcl − падение температуры на толщине оболочки твэла, Tgap − падение температуры на толщине зазора между топливом и

оболочкой.

Падение температуры на оболочке твэла определяется ее толщиной, коэффициентом теплопроводности вещества оболочки и линейной мощностью твэла. В процессе облучения геометрические размеры и теплофизические характеристики оболочки меняются вследствие радиационного распухания, коррозионного растрескивания под напряжением и накопления примесей в оболочке.

Падение температуры в пространстве между топливом и оболочкой сильно различается для твэлов с газовым и жидкометаллическим (Pb, Pb-Bi, Na и др.) подслоем. Так, падение температуры в пространстве между топливом и оболочкой в твэлах с натриевым подслоем до момента наступления контакта между топливом и оболочкой составляет всего несколько градусов, в то время как в твэлах с гелиевым подслоем величина Tgap может достигать несколько сотен градусов. При выгорании из топлива выделяются газообразные продукты деления. Основную долю образующихся газов составляют ГПД Хе (~70−80 %) и Kr (~5−6 %), а также нарабатывающиеся в ядерных реакциях на азоте гелий и водород (~10−20 %). Теплопроводность ксенона в 20 раз меньше теплопроводности гелия, тем более жидкого натрия, что приводит к увеличению падения температуры на толщине зазора между топливом и оболочкой, а, следовательно, к повышению температуры на поверхности топлива. Кроме того, тепловой режим работы твэла (33.31) существенно меняется при наступлении контакта топливо-

462

оболочка. Для учета подобных особенностей теплового режима работы твэла авторы используют различные модели. От того какие факторы, и при каких физических предположениях были учтены, зависят расчетные значения температуры в центре Tc и на поверхности топлива Ts. Поэтому данные по распуханию топлива чувствительны к выбору модели расчета распределения температуры внутри твэла. В открытой литературе, как правило, не конкретизируются модели расчета температуры внутри твэла и их параметры, когда приводятся данные по температурной зависимости объемного распухания. Это делает невозможным сравнение данных распуханию из разных литературных источников для одного и того же вида топлива.

Рис. 33.26. Зависимость распухания нитридного топлива от выгорания при разных температурах в центре топлива. Сплошные и прерывистые линии построены с помощью метода наименьших квадратов

На рис. 33.26 приведены экспериментальные данные по «свободному» распуханию UN (плотность 12,5−13,1 г/см3), содержащего кислорода и углерода ~0,3÷0,5 %, при максимальной температуре в центре топлива T ~ 1173 K, полученные в результате исследования нитридного топлива, облученного в реакторе БР-10. На том же рисунке нанесены экспериментальные точки, соответствующие зависимости объемного распухания UN от выгорания, для более высоких значений максимальной температуры в центре топлива, полученные зарубежными исследователями. Из рис. 33.26 видно, что объемное распухание возрастает при повышении температуры в центре топлива. Так, скорость распухания при температуре в центре топлива 1173 К и 1460 К составляет ~1,7 %/%т.а, а при температуре 1675 К – 3,8 %/% т.а.

463

Зона I (r/r0 = 0,10). Для нее характерно присутствие крупной газовой пористости. В ней образуются крупные поры. Зерна имеют вытянутую форму и располагаются вдоль радиуса таблетки в соответствии с градиентом температуры. Структура зоны напоминает столбчатую структуру, которая формируется в смешанном оксидном топливе. Так же наблюдается растрескивание.

Зона II (r/r0 = 0,54). В этой зоне наблюдаются крупные равноосные зерна и равномерная газовая пористость.

Зона III (у края таблетки). Аналогична зоне II, но в ней наблюдается большое количество трещин.

33.8. Выделение ГПД из нитридного топлива

33.8.1. Радиальное распределение ГПД

Интерес представляет рассмотрение радиального распределения ксенона в облученном мононитриде урана. Общий вид профиля радиального распределения ксенона в нитридном сердечнике твэла показан на рис. 33.29.

Рис. 33.29. Радиальное распределение ксенона в нитридном топливе

Распределение коррелирует с рассмотренными выше структурными зонами.

465

33.8.2.Факторы, влияющие на выделение ГПД

Кпараметрам топлива, влияющим на выход газовых продуктов деления из топлива, относят распределение температуры в топливе, степень его выгорания, стехиометрический состав топлива, концентрации примесей и легирующих элементов, а так же начальную плотность топлива. К сожалению, в статьях приводятся только степень выгорания топлива, его начальная плотность, а также средняя температура топлива. Среди указанных параметров средняя температура топлива является наиболее важной, но наименее достоверно известной величиной.

На рис. 33.30 приведены экспериментальные данные, опублико-

ванные американскими исследователями, по зависимости выхода ГПД от выгорания топлива для уранового и смешанного

уран-плутониевого топлива.

Рис. 33.30. Зависимость выхода ГПД от степени выгорания для UN и U−Pu−N

Из рис. 33.30 видно, что данные представляют собой поле точек, поскольку все параметры топлива (условия эксплуатации топлива, его химический состав, начальная плотность, температура топлива) меняются от одной точки к другой. Так как опубликованные данные представлены недостаточно полно, то сделать какие-либо выводы относительно степени влияния того или иного параметра на эксплуатационные характеристики топлива не представляется возможным.

На рис. 33.31 приведены результаты из обзора российских исследователей по выходу ГПД из нитридного топлива (UN) в зависимости от его выгорания в разных реакторах. В частности, на том же рисунке нанесены экспериментальные точки выход газа – выго-

466

рание для UN (содержание кислорода 0,4−0,5 %, углерода – 0,35−0,45 %), прошедшего испытание в реакторе БР-10 при максимальной температуре в центре сердечника T = 1173 К (максимальная линейная мощность 450 Вт/см).

Рис. 33.31. Выход ГПД от степени выгорания. Температура на рисунке соответствует максимальной температуре в центре сердечника, а плотность в % ТП − начальной плотности топливных таблеток.

Сплошная и прерывистые линии − результат подбора линейных и степенной функций к экспериментальным точкам по методу наименьших квадратов

Видно, что данные из обзора российских исследователей по зависимости выхода ГПД из нитридного топлива от степени его выгорания и температуры согласуются с результатами американских работ.

В литературе на основании данных по облучению твэлов с нитридным топливом в различных экспериментальных реакторах (БР10, БОР-60, FBR-II) и космических установках предложена аппроксимационная формула, описывающая выход ГПД в зависимости от степени выгорания топлива и температуры:

467

Здесь универсальная газовая постоянная измеряется в кал/моль · К (R = 1,98 кал/моль · К). Область применения: 873 < T < < 1873 К, 2 ≤ B ≤ 10 % т.а, содержание О, С от 0,2 до 0,4 %.

Согласно формуле (33.32) выход ГПД из топлива при фиксиро-

ванной температуре растет при увеличении степени выгорания как ~B1,92. С другой стороны, из рис. 33.31 (взятого из того же литера-

турного источника, что и корреляционное соотношение (33.32)) следует, что выход ГПД из нитридного топлива реактора БР-10 растет с увеличением степени выгорания как ~B4,31. Подобные расхождения между предлагаемыми корреляционными соотношениями и опубликованными данными по радиационным свойствам нитридного топлива наблюдаются во всех публикациях, посвященных радиационным характеристикам топлива.

Контрольные вопросы

1.Назовите достоинства и недостатки нитридного ядерного топлива.

2.Опишите процесс производства топливных сердечников из нитридов урана и плутония.

3.Дайте характеристику диаграмм состояния U−N и Pu−N.

4.Какие факторы влияют на ползучесть нитридного ядерного топлива?

5.Как влияет введение мононитрида плутония в мононитрид урана на теплофизические свойства?

6.Какие параметры влияют на теплопроводность смешанного нитридного топлива?

7.Что влияет на коэффициенты диффузии урана, плутония и азота в нитридах?

8.Дайте характеристику совместимости нитридного топлива с основными конструкционными материалами

9.Дайте характеристику совместимости нитридного топлива с теплоносителями.

10.Как влияют примеси углерода и кислорода на совместимость нитридного топлива с оболочками твэлов?

11.Как влияет облучение на скорость ползучести нитридов урана? 12.Какие факторы влияют на скорость распухания нитридных топлив-

ных сердечников?

13.Какие факторы влияют на выделение газообразных продуктов деления из нитридного топлива?

14.Дайте характеристику роли примесей C и O2 в нитридном топливе.

468

Глава 34. ДИСПЕРСНОЕ ЯДЕРНОЕ ТОПЛИВО

Некоторые типы ядерных реакторов, например, исследовательские с высокой плотностью потока нейтронов (>1014 нейтр./см2 · с), эксплуатируются при весьма больших удельных объемных мощностях энерговыделения, доходящих до 1500–1700 кВт/л активной зоны. Для снятия такого большого количества тепла необходима значительная поверхность теплоотдачи твэлов на единицу массы делящегося изотопа, которую возможно получить как путем создания твэлов с развитой поверхностью (тонких пластинчатых и трубчатых, а также сложной формы), так и разбавлением делящегося изотопа неделящимися металлическими или керамическими материалами и графитом.

Вид ядерного топлива, в котором делящийся материал в виде мелких частиц из сплавов, интерметаллидов или соединений урана

иплутония распределен по объему неделящейся матрицы из конструкционного материала, получил название дисперсного ядерного топлива (ДЯТ).

Впроцессе выгорания ДЯТ осколки деления локализуются внутри топливных частиц и в непосредственно прилегающих к ним слоях матрицы, образуя зоны радиационного повреждения ее кристаллической структуры, ширина которых равна длине пробега осколка деления в матрице (рис. 34.1). ДЯТ обычно изготавливается таким образом, чтобы зоны радиационного повреждения матрицы не перекрывались между собой, вследствие чего продукты деления оказываются разобщенными. Это затрудняет образование и рост пузырьков ГПД и обеспечивает тем самым высокую радиационную стойкость ДЯТ. Существующая технология позволяет изготавливать твэлы с ДЯТ в виде тонких пластин, труб, ребристых стержней

ит.д. При этом обеспечивается надежное металлургическое сцепление поверхностей раздела сердечник-оболочка (диффузионная сварка, пайка твердым припоем и т.п.), что имеет важное значение для достижения высоких тепловых нагрузок при глубоких выгораниях топлива.

469

Большое разнообразие материалов матрицы и делящихся материалов позволяет создавать дисперсные композиции с высокими эксплуатационными характеристиками, которые превосходят соответствующие характеристики металлического и керамического ядерного топлива. В частности, ДЯТ с металлическими матрицами имеет высокую прочность и большую теплопроводность при больших тепловых потоках. Оно хорошо противостоит коррозии во

многих теплоносителях, удерживает продукты деления, слабо изменяет свои размеры под облучением, и обеспечивает достижение глубоких выгораний.

Рис. 34.1. Микроструктура композиции коррозионно-стойкая сталь–диоксид урана после облучения. Частицы топлива (черного цвета) окружены зонами радиационного повреждения

К недостаткам ДЯТ следует отнести его высокую стоимость, обусловленную необходимостью использования урана с большой концентрацией делящегося изотопа (до 96 % 235U) вследствие значительного количества конструкционных материалов в композициях, бесполезно поглощающих нейтроны, а также более сложную технологию изготовления и регенерации.

Размерная стабильность ДЯТ, имеющая важное значение для достижения глубоких выгораний, определяется многими факторами, включающими в себя структуру, природу, свойства, совместимость и радиационную стойкость частиц топлива и материалов, используемых в качестве матричных, конструкцию твэлов и условия их работы.

34.1.Структура дисперсного ядерного топлива

Вкачестве элементов описания структуры дисперсной композиции могут быть использованы длина пробега, на которую продукты деления проникают в матрицу, объемная доля, размеры и форма частиц ядерного топлива, а также степень равномерности их рас-

470