Добавил:
okley
Опубликованный материал нарушает ваши авторские права? Сообщите нам.
Вуз:
Предмет:
Файл:Курсовой проект 5 кафедра (спецы 4 курс) / 178_Физическое материаловедение_7 том
.pdf
461
На рис. 33.24 представлены экспериментальные данные о внут-
риреакторной скорости ползучести нитридного уранового топлива,
начальная плотность которого плотностью 96 % ТП, при скорости
деления 2,5 · 10
14
см
−3
· с
−1
и напря-
жении 20 МПа.
Рис. 33.24. Радиаци-
онная ползучесть мо-
нонитридного урано-
вого топлива плотно-
стью 96 %ТП при
напряжении 20 МПа,
нормированная на
2,5 · 10
14
см
−3
· с
−1
(по
данным различных
авторов)
Сравнительная оценка внутриреакторной ползучести UN и UO
2
(f = 1 · 10
13
см
−3
· с
−1
и σ = 20 МПа) представлена на рис. 33.25, на
котором видно что, радиационная составляющая ползучести окси-
дного топлива в 10 раз выше, чем нитридного. Это объясняется
большей скоростью подавления термических пиков в нитридном
топливе, обладающем более высокой теплопроводностью. Увели-
чение интенсивности делений с 1 · 10
13
до 2,5 · 10
14
см
−3
· с
−1
повы-
шает скорость ползучести нитридного топлива более чем в
10 раз (с 5 · 10
−7
до
1 · 10
−5
ч
−1
), что так
же подтверждается
результатами раз-
ных исследовате-
лей.
Рис. 33.25. Ползучесть
мононитридного урано-
вого и оксидного топли-
ва при напряжении 20
МПа, нормированная на
1 · 10
13
см
−3
· с
−1
462
33.7.2. Радиационное распухание нитридного топлива.
Распухание топлива помимо степени его выгорания содержания
примесей, легирующих элементов зависит также и от распределе-
ния температуры внутри топлива. Из экспериментов по облучению
экспериментальных ТВС известна только температура на внешней
поверхности оболочки топливного столба Т
i
, равная температуре
теплоносителя вблизи твэла T
cool
. Температура на поверхности топ-
лива T
s
при стационарном режиме работы представляет собой сум-
му вида:
s
cool cl gap
TT T T=+Δ+Δ. (33.31)
Здесь ΔT
cl
− падение температуры на толщине оболочки твэла,
ΔT
gap
− падение температуры на толщине зазора между топливом и
оболочкой.
Падение температуры на оболочке твэла определяется ее тол-
щиной, коэффициентом теплопроводности вещества оболочки и
линейной мощностью твэла. В процессе облучения геометрические
размеры и теплофизические характеристики оболочки меняются
вследствие радиационного распухания, коррозионного растрески-
вания под напряжением и накопления примесей в оболочке.
Падение температуры в пространстве между топливом и обо-
лочкой сильно различается для твэлов с газовым и жидкометалли-
ческим (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 ΔT
gap
может достигать не-
сколько 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 нара-
батывающиеся в ядерных реакциях на азоте гелий и водород
(~10−20 %). Теплопроводность ксенона в 20 раз меньше теплопро-
водности гелия, тем более жидкого натрия, что приводит к увели-
чению падения температуры на толщине зазора между топливом и
оболочкой, а, следовательно, к повышению температуры на по-
верхности топлива. Кроме того, тепловой режим работы твэла
(33.31) существенно меняется при наступлении контакта топливо-
463
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 T
c
и на поверх-
ности топлива T
s
. Поэтому данные по распуханию топлива чув-
ствительны к выбору модели расчета распределения температуры
внутри твэла. В открытой литературе, как правило, не конкретизи-
руются модели расчета температуры внутри твэла и их параметры,
когда приводятся данные по температурной зависимости объемно-
го распухания. Это делает невозможным сравнение данных распу-
ханию из разных литературных источников для одного и того же
вида топлива.
Рис. 33.26. Зависимость
распухания нитридного
топлива от выгорания
при разных температу-
рах в центре топлива.
Сплошные и прерыви-
стые линии построены с
помощью метода наи-
меньших квадратов
На рис. 33.26 приведены экспериментальные данные по «сво-
бодному» распуханию UN (плотность 12,5−13,1 г/см
3
), содержаще-
го кислорода и углерода ~0,3÷0,5 %, при максимальной температу-
ре в центре топлива T ~ 1173 K, полученные в результате исследо-
вания 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 цен-
тре топлива 1173 К и 1460 К составляет ~1,7 %/%т.а, а при темпе-
ратуре 1675 К – 3,8 %/% т.а.
464
На рис. 33.27 изображено поведение распухания нитридного
топлива в зависимости от выгорания, температуры и содержания
кислорода. Вид-
но, что распуха-
ние уранового ни-
тридного топлива
чувствительно к
содержанию кис-
лорода в составе
таблетки.
Рис. 33.27. Зависи-
мость распухания
нитридного топлива
от выгорания, темпе-
ратуры и содержания
кислорода
33.7.3. Перестройка структуры
В процессе облучения в нитридном топливе, так же как в оксид-
ном и карбидном, происходит перестройка микроструктуры. Нит-
ридное топливо, так же как и карбидное обладает высокой тепло-
проводностью вследствие чего, изменения микроструктуры явля-
ются незначительными.
Керамографический анализ облученного нитридного топлива
показывает образование в топливных таблетках трех зон. Эти зоны
характеризуются следующими структурными особенностями
(рис. 33.28):
Рис. 33.28. Микроструктуры различных зон облученного смешанного нитридного
топлива, расположенных на разных расстояниях от центра топливного столба
(r/r
0
– относительное расстояние от центра таблетки, где r
0
– радиус таблетки;
r – текущий радиус)
465
Зона I (r/r
0
= 0,10). Для нее характерно присутствие крупной га-
зовой пористости. В ней образуются крупные поры. Зерна имеют
вытянутую форму и располагаются вдоль радиуса таблетки в соот-
ветствии с градиентом температуры. Структура зоны напоминает
столбчатую структуру, которая формируется в смешанном оксид-
ном топливе. Так же наблюдается растрескивание.
Зона II (r/r
0
= 0,54). В этой зоне наблюдаются крупные равноос-
ные зерна и равномерная газовая пористость.
Зона III (у края таблетки). Аналогична зоне II, но в ней наблю-
дается 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 структур-
ными зонами.
466
33.8.2. Факторы, влияющие на выделение ГПД
К параметрам топлива, влияющим на выход газовых продуктов
деления из топлива, относят распределение температуры в топливе,
степень его выгорания, стехиометрический состав топлива, кон-
центрации примесей и легирующих элементов, а так же начальную
плотность топлива. К сожалению, в статьях приводятся только сте-
пень выгорания топлива, его начальная плотность, а также средняя
температура топлива. Среди указанных параметров средняя темпе-
ратура топлива является наиболее важной, но наименее достоверно
известной величиной.
На рис. 33.30 приведены экспериментальные данные, опублико-
ванные американ-
скими исследовате-
лями, по зависимо-
сти выхода ГПД от
выгорания топлива
для уранового и
смешанного уран-
плутониевого топ-
лива.
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 дан-
ные представлены недостаточно полно, то сделать какие-либо вы-
воды относительно степени влияния того или иного параметра на
эксплуатационные характеристики топлива не представляется воз-
можным.
На рис. 33.31 приведены результаты из обзора российских ис-
следователей по выходу ГПД из нитридного топлива (UN) в зави-
симости от его выгорания в разных реакторах. В частности, на том
467
же рисунке нанесены экспериментальные точки выход газа – выго-
рание для UN (содержание кислорода 0,4−0,5 %, углерода –
0,35−0,45 %), прошедшего испытание в реакторе БР-10 при макси-
мальной температуре в центре сердечника T = 1173 К (максималь-
ная 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 за-
висимости выхода ГПД из нитридного топлива от степени его вы-
горания и температуры согласуются с результатами американских
работ.
В литературе на основании данных по облучению твэлов с нит-
ридным топливом в различных экспериментальных реакторах (БР-
10, БОР-60, FBR-II) и космических установках предложена аппрок-
симационная формула, описывающая выход ГПД в зависимости от
степени выгорания топлива и температуры:
−⋅=
RT
BF
4130
exp05,3%
92,1
(33.32)
468
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
~B
1,92
. 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 ~B
4,31
. Подобные рас-
хождения между предлагаемыми корреляционными соотношения-
ми и опубликованными данными по радиационным свойствам нит-
ридного 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 нитри-
дов 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 нит-
ридного топлива?
7. Что влияет на коэффициенты диффузии урана, плутония и азота в
нитридах?
8. Дайте характеристику совместимости нитридного топлива с основ-
ными конструкционными материалами
9. Дайте характеристику совместимости нитридного топлива с тепло-
носителями.
10. Как влияют примеси углерода и кислорода на совместимость нит-
ридного 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 де-
ления из нитридного топлива?
14. Дайте характеристику роли примесей C и O
2
в нитридном топливе.
469
Глава 34. ДИСПЕРСНОЕ ЯДЕРНОЕ ТОПЛИВО
Некоторые типы ядерных реакторов, например, исследователь-
ские с высокой плотностью потока нейтронов (>
10
14
нейтр./см
2
· с),
эксплуатируются при весьма больших удельных объемных мощно-
стях 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 созда-
ния твэлов с развитой поверхностью (тонких пластинчатых и труб-
чатых, а также сложной формы), так и разбавлением делящегося
изотопа неделящимися металлическими или керамическими мате-
риалами и графитом.
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 кон-
струкционного материала, получил название дисперсного ядерного
топлива (ДЯТ).
В процессе выгорания ДЯТ осколки деления локализуются
внутри топливных частиц и в непосредственно прилегающих к ним
слоях матрицы, образуя зоны радиационного повреждения ее кри-
сталлической структуры, ширина которых равна длине пробега
осколка деления в матрице (рис. 34.1). ДЯТ обычно изготавливает-
ся таким образом, чтобы зоны радиационного повреждения матри-
цы не перекрывались между собой, вследствие чего продукты де-
ления оказываются разобщенными. Это затрудняет образование и
рост пузырьков ГПД и обеспечивает тем самым высокую радиаци-
онную стойкость ДЯТ. Существующая технология позволяет изго-
тавливать твэлы с ДЯТ в виде тонких пластин, труб, ребристых
стержней и т.д. При этом обеспечивается надежное металлургиче-
ское сцепление поверхностей раздела сердечник-оболочка (диффу-
зионная сварка, пайка твердым припоем и т.п.), что имеет важное
значение для достижения высоких тепловых нагрузок при глубоких
выгораниях топлива.
470
Большое разнообразие материалов матрицы и делящихся мате-
риалов позволяет создавать дисперсные композиции с высокими
эксплуатационными характеристиками, которые превосходят соот-
ветствующие характеристики металлического и керамического
ядерного топлива. В частности, ДЯТ с металлическими матрицами
имеет высокую прочность и большую теплопроводность при боль-
ших тепловых потоках. Оно хорошо противостоит коррозии во
многих теплоносителях, удерживает продукты деления, слабо из-
меняет свои размеры под облуче-
нием, и обеспечивает достижение
глубоких выгораний.
Рис. 34.1. Микроструктура композиции
коррозионно-стойкая сталь–диоксид урана
после облучения. Частицы топлива (черно-
го цвета) окружены зонами радиационного
повреждения
К недостаткам ДЯТ следует отнести его высокую стоимость,
обусловленную необходимостью использования урана с большой
концентрацией делящегося изотопа (до 96 %
235
U) вследствие зна-
чительного количества конструкционных материалов в композици-
ях, бесполезно поглощающих нейтроны, а также более сложную
технологию изготовления и регенерации.
Размерная стабильность ДЯТ, имеющая важное значение для
достижения глубоких выгораний, определяется многими фактора-
ми, включающими в себя структуру, природу, свойства, совмести-
мость и радиационную стойкость частиц топлива и материалов,
используемых в качестве матричных, конструкцию твэлов и усло-
вия их работы.
34.1. Структура дисперсного ядерного топлива
В качестве элементов описания структуры дисперсной компози-
ции 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-
Соседние файлы в папке Курсовой проект 5 кафедра (спецы 4 курс)