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
61
Производство карбидного ЯТ
2
1800
2
OUCCUO
C
22
1800
2
3 COUCCUO
C
2
500470
3
200180
2
3)(UH23.)(2 НпорошокUНметалU
CС
2
600300
4
2HUC)(
С
СНпорошокU
Получение сложно. Порошок UС прессуют и спекают аналогично таблеткам
оксидного топлива, но при более высоких температурах Т = 1800 – 2000 °С
Диаметр таблеток UC больше, чем UO
2
т.к. теплопроводность карбида урана
выше.
Для БР представляют интерес смешанные карбиды U и Pu: (U,Pu)C, (U,Pu)C
2
Практический интерес представляет PuC: ГЦК-решетка и Тразложения =
1650 °С
UC, PuC – имеют более высокое содержание U в единице объема, чем у UC
2
и PuC
2
и рассматриваются как перспективное топливо.
Тенишев А.В. «Материалы ядерных реакторов» для групп Ф7-0Х, г. Москва, 2013
62
Свойства карбидного ЯТ
Теплопроводность UC
Теплопроводность (U
y
Pu
1-y
)C
Если T оболочки твэла 700˚С,
то при использовании
гелиевого подслоя T
центра
1400˚С, если натриевый
подслой то 1000˚С.
Топливный столб из МОХ-
топлива начинает плавиться
при линейной мощности
q
l
= 650 Вт/см, а в случае
карбидного топлива при
q
l
= 1300 Вт/см
Тенишев А.В. «Материалы ядерных реакторов» для групп Ф7-0Х, г. Москва, 2013
63
Свойства карбидного ЯТ
Механические свойства.
Имеют более высокую твердость и прочность, чем оксиды, что
ухудшает механическую совместимость топлива с оболочкой, когда
вследствие распухания топливо вступает в контакт с оболочкой.
Могут способствовать разрушению оболочки
Поведение карбидного ЯТ под облучением
Изменение структуры.
Из-за высокой λ радиальные градиенты температур ниже, чем в оксидном
топливе. Поэтому существенной перестройки, как в оксидном ЯТ, не
происходит. В центре образуется пористость, по краям зерен образуются
поры и наблюдается увеличение размеров зерен.
Распухание.
1300-14001100-1200900-1000Т, ºС
2-3%1,0%0,5%∆V/V на 1% выгорания
Выделение ГПД при выгорании карбидного топлива.
Карбидное топливо лучше удерживает ПД, чем оксидное. При выгорании
10% т.а. выход ГПД ~ 20%, что существенно ниже, чем у оксидного. Это
положительный фактор при использовании карбидного топлива.
Тенишев А.В. «Материалы ядерных реакторов» для групп Ф7-0Х, г. Москва, 2013
64
Нитридное ЯТ
Существует единственный реактор, работавший на
нитридном топливе - БР – 10.
Использование в только в БН т.к. азот имеет высокое
сечение захвата тепловых нейтронов - 1,88 барн.
Существуют соединения: UN, U
2
N
3
, UN
2
, PuN. Интерес
представляют только UN т.к. имеет высокую
термохимическую стабильность, но при T > 1800˚ С
начинает диссоциировать.
С точки зрения реакторов на быстрых нейтронах интерес
представляют смешанные нитриды (U,Pu)N
Давление азота
а – 10 Па; б – 0.1 МПа;
в – 0.5 МПа
3053(терм. разл. при 1 атм. N
2
)489,1-U
0,8
Pu
0,2
N
2843(терм. разл. при 1 атм. N
2
)490,49NaClPuN
-521CaF
2
UN
2
369,6
с/a=1,58
La
2
O
3
гексагональная
β-U
2
N
3-x
(UN
1,45-1,49
)
1623(терм. разл. при 1 атм. N
2
)
1068,4Mn
2
O
3
α-U
2
N
3+x
(UN
1,54-1,75
)
3120 (плавл. при 2.5 атм. N
2
)
3103 (терм. разл. при 1 атм. N
2
)
488,9NaClUN
Температура
плавления/термического
разложения, K
Параметр
решётки,
пм
Тип решёткиФаза
Тенишев А.В. «Материалы ядерных реакторов» для групп Ф7-0Х, г. Москва, 2013
65
Производство нитридного ЯТ
Схема карботермического метода
Схема метода получения
мононитридов металлов
Тенишев А.В. «Материалы ядерных реакторов» для групп Ф7-0Х, г. Москва, 2013
66
Свойства нитридного ЯТ
500 1000 1500 2000 2500
0,0
4,0x10
-3
8,0x10
-3
1,2x10
-2
1,6x10
-2
2,0x10
-2
L/L
0
Температура, К
UN
U
0.8
Pu
0.2
N
U
0.5
Pu
0.5
N
400 800 1200 1600 2000 2400 2800
40
50
60
70
80
90
100
110
120
130
UN, Oetting et al.
UN, Tagawa
UN, Hayes et al.
U
0.8
Pu
0.2
N, Alexander et al.
PuN, Blank
C
p
, Дж/моль
К
Температура ,К
UN
U
0.8
Pu
0.2
N
PuN
200 400 600 800 1000 1200 1400 1600 1800
12
14
16
18
20
22
24
26
28
30
32
Теплопроводность, Вт/м
К
Температура, К
Эксперимент
Hayes
Ross
UN
600 800 1000 1200 1400 1600
8
10
12
14
16
18
20
Теплопроводность, Вт/м
К
Температура, К
93.4%ТП, 0.3 вес%
91.2%ТП, 0.6 вес%
88.0%ТП, 1.0 вес%
84.4%ТП, 1.5 вес%
81.6%ТП, 2.0 вес%
МНК аТ
b
U
0.8
Pu
0.2
N
Тенишев А.В. «Материалы ядерных реакторов» для групп Ф7-0Х, г. Москва, 2013
67
Влияние облучения на нитридное ЯТ
Перестройка структуры
Незначительная: в центре – радиально вытянутые столбчатые зерна, в
центре, а на периферии крупные равноосные. На периферии больше трещин.
Распухание
Распухание при Т
центра
< 1300 ºС составляет 1,6% на 1% выгорания т.а., т.е.
существенно меньше, чем у других видов топлива. При Т
ц
>1300˚С
распухание возрастает до 3-5% на 1% выгорания т.а.
Выделение ГПД.
Лучше удерживает ГПД, чем карбиды и оксиды.
При выгорании 10% - выделяется 15-18% всех ГПД.
Радиационная ползучесть.
Ниже, чем у оксидного топлива и сравнима с ползучестью карбидного
топлива.
Природный азот более чем на 90% состоит из
14
N
При облучении
14
N идут (n,p) и (n,α) реакции образуется гелий и водород.
Т.о. увеличивается суммарная концентрация газа в ЯТ => увеличивается
распухание.
Если заменить
14
N на
15
N, то этих реакций не будет и сечений поглощения
тепловых нейтронов значительно снизится, но с точки зрения экономики это
не выгодно.
Тенишев А.В. «Материалы ядерных реакторов» для групп Ф7-0Х, г. Москва, 2013
68
Дисперсное ядерное топливо
Вид ядерного топлива, в котором делящийся материал в виде
мелких частиц из сплавов, интерметаллидов или соединений урана
и плутония распределен по объему неделящейся матрицы из
конструкционного материала, получил название дисперсного
ядерного топлива (ДЯТ)
Делящаяся фаза в
виде
топливных частиц,
распределенных в
матрице (UO
2
,
U-Mo, UAl
х
и т.д.)
Конструкционный
материал или
матрица
(Al, Zr, корр.-
стойкая сталь,
ZrO
2
, Mo и т.д.)
Высокая плотность потока нейтронов (>10
14
нейтр./см
2
·с)
Весьма большие удельные объемные мощности энерговыделения,
доходящие до 1500–1700 кВт/л активной зоны.
Зона
радиационного
повреждения
матрицы (ЗРП)
Тенишев А.В. «Материалы ядерных реакторов» для групп Ф7-0Х, г. Москва, 2013
69
Дисперсное ядерное топливо. Твэлы и ТВС
Шлиф поперечного
сечения ТВС ВВР-М5
Технические данные и условия эксплуатации ТВС ВВР-М5
(модификация с длиной топливного сердечника 600 мм)
не менее 40Средняя глубина выгорания U235 в выгружаемой ТВС, %
до 110 (кипение на
поверхности твэлов не
допускается)
Температура оболочки твэла, °C
50-65Температура теплоносителя, °C
вода обессоленнаяТеплоноситель
0,9Масса, кг
металлокерамикаТопливо
алюминиевый сплавМатериал оболочек твэлов и концевых деталей
6,56Поверхность теплосъема в единице объема активной
зоны, см
2
/см
3
122,6Содержание U
235
в единице объема активной зоны, г/л
65Масса U
235
, г
36Обогащение топлива по U
235
, %
1,3Толщина стенки твэла, мм
трехслойный, дисперсионныйТип твэла
5Количество твэлов в ТВС, шт.
Тенишев А.В. «Материалы ядерных реакторов» для групп Ф7-0Х, г. Москва, 2013
70
Дисперсное ядерное топливо. Твэлы и ТВС
Шлиф поперечного
сечения ТВС ИРТ-3М
Технические характеристики и условия эксплуатации ТВС ИРТ-3М
не менее 40Средняя глубина выгорания U
235
в выгружаемой ТВС, %
до 100 (кипение на поверхности
твэлов не допускается)
Температура оболочки твэла, °C
40-60Температура теплоносителя, °C
Вода обессоленнаяТеплоноситель
4,8(4,2;3,4)4,3(3,7;2,9)Масса, кг
U-Mo сплав
металлокерам
ика
Топливо
алюминиевый сплавМатериал оболочек твэлов и концевых деталей
5,25
(4,62 ; 3,50)
Поверхность теплосъема в единице объема активной зоны,
см
2
/см
3
135,2
(119,0;90,3)
119,0
(104,5;79,5)
Содержание U
235
в единице объема активной зоны, г/л
400
(352;267)
352
(309;235)
Масса U
235
, г
2036Толщина стенки твэла, мм
1,4Толщина стенки твэла, мм
трехслойный, дисперсионныйТип твэла
8
(6; 4)
Количество твэлов в ТВС, шт.
Тенишев А.В. «Материалы ядерных реакторов» для групп Ф7-0Х, г. Москва, 2013
Соседние файлы в папке Курсовой проект 5 кафедра (спецы 4 курс)