Добавил:
okley
Опубликованный материал нарушает ваши авторские права? Сообщите нам.
Вуз:
Предмет:
Файл:Курсовой проект 5 кафедра (спецы 4 курс) / 156_Материалы ядерных реакторов
.pdf
где – равновесное парциальное давление кислорода
над оксидом. Свободная энергия, приходящаяся на 1
моль кислорода в твердом теле [кДж/моль].
31
В достехиометрических оксидах при дефиците кислорода в
кислородной подрешетке образуются вакансии.
В застехиометрических оксидах избыток кислорода связан с образованием
дополнительных атомов кислорода находящихся в междоузлиях
кристаллической решетки.
Таким образом, сохраняется требование электронейтральности. При этом в
смешанных оксидах в области достехиометрии свою валентность меняет
плутоний, а в области застехиометрии – уран.
Оксидное ядерное топливо. Стехиометрия
Кислородный потенциал
22
ln
OO
pRTG
2
O
p
При увеличении температуры кислородный потенциал
возрастает. Введение Pu в UO
2
увеличивает
кислородный потенциал.
От величины кислородного потенциала зависит
химическое состояние продуктов деления оксидного
топлива, физические свойства, характер
взаимодействия топлива с оболочкой твэла.
Тенишев А.В. «Материалы ядерных реакторов» для групп Ф7-0Х, г. Москва, 2013
32
Оксидное ядерное топливо. Производство
Оксидное топливо, как правило, имеет повышенную концентрацию
235
U, по сравнению с природным ураном. То есть в современном ЯР
используют ЯТ, обогащенное по изотопу
235
U. UF
6
– единственное
соединение урана, которое легко перевести в газообразное состояние. Оно
используется для обогащения. Обогащение проводится на
газодиффузионных или центрифужных заводах.
Обогащенный UF
6
(гексафторид урана) содержат в контейнерах, которые
нагревают и гексафторид превращаясь в газ поступает в производство.
Этапы производства:
1. Конверсия UF
6
в UO
2
: а) водные химические процессы, в которых
применяется осаждение урана из растворов солей урана. Промежуточный
продукт затем прокаливается для получения диоксида урана; б) сухие
химические процессы, в которых конверсия UF
6
в UО
2
осуществляется с
помощью реакций в газовой среде. На выходе имеем порошок UO
2
.
2. Подготовка пресс-порошка. Полученный на предыдущем этапе порошок
смешивается со связующим и необходимыми ЛЭ и уплотняется невысоким
давлением в так называемую «шашку», которая впоследствии измельчается
путем протира через сита. Полученный пресс-порошок подвергают
грануляции и сушке.
Тенишев А.В. «Материалы ядерных реакторов» для групп Ф7-0Х, г. Москва, 2013
33
Оксидное ядерное топливо. Производство
3. Прессование таблеток керамического
ядерного топлива на автоматических прессах
роторного типа. Давление прессования 2,5
т/см
2
. Плотность прессовок порядка 50 % от
теоретической плотности (ТП).
4. Спекание таблеток в атмосфере Н
2
в печах
проходного типа при Тmax ~ 1750˚С. Протяженность
процесса до 40 часов. Происходит усадка и рост
плотности таблеток до 90 - 96 % ТП.
5. Шлифовка таблеток на бесцентровых станках. Необходима для
получения заданного диаметра и зазора между топливным столбом и
оболочкой твэла.
Для диоксида урана O/U = 2,001 – 2,0015.
Для MOX-топлива добиваются О/М- 1,97±0,1. При таком составе меньше
интенсивность взаимодействия топлива и продуктов деления с оболочкой
твэла реактора на быстрых нейтронах.
Отношение О/М в топливных таблетках определяется
в основном режимами и атмосферой в процессе
спекания.
Тенишев А.В. «Материалы ядерных реакторов» для групп Ф7-0Х, г. Москва, 2013
34
Оксидное ядерное топливо. Производство
Диаметры таблеток:
5,95 мм7,58 мм7,53 мм11,52 мм
БНВВЭР-1000ВВЭР-440РБМК
Такое различие обусловлено тем, что эти реакторы имеют различную
энергонапряженность АЗ и различную линейную мощность [Вт/ см].
Тепловые реакторы : 250 - 300 Вт / см.
Реакторы на быстрых нейтронах: 400 – 500 Вт/см.
Все таблетки должны иметь остаточную пористость, равномерно
распределенную по объему таблетки. В порах происходит аккумуляция
твердых и газообразных продуктов деления и наличие пор уменьшает
распухание топлива.
Обычно в реакторах ВВЭР таблетки имеют плотность: ρ = 96%ТП
(теоретическая плотность), то есть 4% пор – это строго нормированная
величина (возможны небольшие отклонения).
В БН в зависимости от глубины выгорания: ρ = 92 - 94 % ТП – здесь больше
пор, т.к. требуется получить большую глубину выгорания без заметного
распухания топлива.
Тенишев А.В. «Материалы ядерных реакторов» для групп Ф7-0Х, г. Москва, 2013
35
Конструкция ТВС и твэла с оксидным
топливом для реактора ВВЭР-1000
1. верхняя концевая заглушка
2. верхний сварочный шов
3. фиксатор топлива
4. топливный сердечник
5. трубчатая оболочка
6. нижний сварочный шов
7. нижняя концевая заглушка
50Средняя глубина выгорания по ТВС, МВт·сутки / кг U
Сплав Э110Материал дистанционирующих решеток
Сплав Э 110, сплав Э635Материал направляющих каналов
Сплав Э 110Материал оболочки твэл
Gd
2
O
3
Тип выгорающего поглотителя
4,17Среднее обогащение топлива по U
235
, %
9,1Диаметр оболочки твэл, мм
12,75Шаг расположения твэл, мм
312Количество твэл в ТВС, шт.
491Масса UO
2
в ТВС, кг
42Количество ТВС ежегодной подпитки, шт.
169Количество ТВС в реакторе, шт.
4-х годичнаяДлительность кампании
ВВЭР-1000Параметр конструкции ТВС
Контактно-стыковая сваркаВерхний сварной шов
Электронно-лучевая сваркаНижний сварной шов
Пружина из хромоникелевого
сплава
Фиксатор топливного сердечника
3,0; 3,6; 4,0; 4,4/3,3Обогащение топлива при перегрузках, %
1386/1292Масса урана в топливе, г
1,5Диаметр отверстия таблетки, мм
Таблетки из UO
2
/UO
2
+5%Gd
2
O
3
с центральным отверстием
Топливо
Zr+1%NbМатериал оболочки
0,63Толщина стенки оболочки, не менее, мм
9,1Наружный диаметр оболочки, мм
3530Длина топливного сердечника, мм
3842Длина, мм
4-х годичная кампания,
твэл/твэг
Параметр твэла
Тенишев А.В. «Материалы ядерных реакторов» для групп Ф7-0Х, г. Москва, 2013
36
Оксидное ядерное топливо. Свойства
Температура плавления
смешанных уран-плутониевых
оксидов
PuO
2
– 2390±10°С
UO
2
- 2847 ±10°С
Выгорание топлива ведет к
уменьшению температуры
плавления.
Принято считать, что при выгорании
100 ГВт·сут/ т Тпл топлива
снижается на 100 °.Это обусловлено
накоплением продуктов деления в
топливе при выгорании
Тенишев А.В. «Материалы ядерных реакторов» для групп Ф7-0Х, г. Москва, 2013
37
Теплопроводность оксидного ядерного
топлива
1 – фононная составляющая теплопроводности;
2 – электронная составляющая + перенос тепла
излучением в порах;
3 – полная теплопроводность UO
2
Температурная зависимость теплопроводности UO
2+x
от нестехиометрии
(0 ≤ x ≤ 0,102)
Максимальной λ обладает диоксид урана стехиометричного состава.
Отклонение от стехиометрии вызывает снижение λ.
Тенишев А.В. «Материалы ядерных реакторов» для групп Ф7-0Х, г. Москва, 2013
38
Теплопроводность оксидного ядерного
топлива
Максимальной λ обладает
диоксид урана со 100%
плотностью, то есть при
отсутствии пор. Но при ρ =
100 % происходит быстрое
распухание, поэтому
таблетки изготавливают с
пористостью 4 %.
Введение Pu в UO
2
снижает λ.
Отклонение смешанных оксидов от
стехиометрического состава в области
как до-, так и застехиометрии снижает
λ.
Тенишев А.В. «Материалы ядерных реакторов» для групп Ф7-0Х, г. Москва, 2013
39
Механические свойства оксидного топлива
Увеличение σ
в
обусловлено тем,
что при охлаждении в таблетке
увеличиваются напряжения, а при
нагреве уменьшаются.
В керамических материалах при
высоких температурах наблюдается
хрупко-пластичный переход.
Модель механического состояния оксидного
топливного сердечника твэла при облучении его в
высокоэнергонапряженном реакторе. Топливо
делится радиально на зоны, соответствующие
хрупкому (1), полухрупкому (2) и пластичному
состояниям материала (3)
Хрупкая область содержит много трещин, это
плохо, так как при их образовании усиливается
выделение газообразных продуктов деления. Чем
больше хрупкая область, тем больше выделение
ГПД в активную область твэла.
Тенишев А.В. «Материалы ядерных реакторов» для групп Ф7-0Х, г. Москва, 2013
40
Радиационная ползучесть оксидного топлива
Ползучесть – пластичная деформация материала под действием
постоянной нагрузки при повышенной температуре.
1/Т
Скорость термической ползучести
невысока. Однако при Т <1200 °С под
облучением появляется атермическая
составляющая ползучести и скорость
ползучести оксидного топлива не
зависит от температуры.
Поэтому, несмотря на то, что таблетка
хрупкая, она подвержена радиационной
ползучести, что делает возможным
распухание топлива.
Тенишев А.В. «Материалы ядерных реакторов» для групп Ф7-0Х, г. Москва, 2013
Соседние файлы в папке Курсовой проект 5 кафедра (спецы 4 курс)