Известия вузов. Ядерная энергетика

Рецензируемый научно-технический журнал. ISSN: 0204-3327

Способ оптимизации термической стабильности урангадолиниевого топлива

23.09.2021 2021 - №03 Материалы и ядерная энергетика

А.Е. Карпеева В.Г. Колосовский Д.С. Пахомов А.Е. Скомороха И.С. Тимошин

DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2021.3.08

УДК: 621.039.542.342

Термическая стабильность («доспекаемость») уран-гадолиниевого топлива главным образом зависит от пористости, распределения пор и зерен по размерам, соотношения между открытыми и закрытыми порами и т.д. Пористость и распределение пор по размерам зависят от характеристик исходного порошка диоксида урана и от технологии производства топливных таблеток. Существующая технология изготовления ядерного топлива гарантированно обеспечивает требуемые свойства, позволяющие надежно и безопасно эксплуатировать его до уровня выгорания ~ 60 МВт⋅сут/кг урана [1]. При этом тенденции последних лет направлены на увеличение глубины выгорания и продолжительности цикла облучения между перегрузками и достижение нулевого отказа [2 – 4], что требует проведения комплексных исследований на всех стадиях производства ядерного топлива, включая установление зависимостей «технология-структура-свойства». Согласно Руководству [5], в 2008 г. полученные результаты после теста на «доспекаемость» соответствуют радиационному уплотнению топлива, достигаемому при относительно низком выгорании 10 МВт⋅сут/кг. Это подтверждено в [6, 7] и в работе А.С. Щеглова и В.Н. Проселкова об особенностях поведения твэгов ВВЭР в начале топливной кампании [8], где расчетные результаты соответствовали измеренным значениям. В статье показано влияние количества вводимого при изготовлении топливных таблеток порообразователя, а также предложен способ получения необходимой пористости для стабилизации «доспекаемости» уран-гадолиниевого топлива.

Ссылки

  1. Молчанов В.Л. Ядерное топливо для реакторов ВВЭР. Современное состояние и перспективы. / Материалы V Международной конференции «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР». – Подольск: ФГУП «ОКБ «Гидропресс», 2007. Электронный ресурс: www.gidropress.podolsk.ru B files B proceedings B mntk2007 B presentations (дата доступа 01.03.2021).
  2. Experiences and Trends of Manufacturing Technology of Advanced Nuclear Fuels. // IAEA-TECDOC series, ISSN 1011-4289. – 2012. – No. 1686. – PР. 34-35.
  3. Петров И.В., Басов В.В. Поведение таблеток уран-эрбиевого оксидного топлива в процессе циклической термической обработки. // Атомная энергия. – 2009. – Т. 107. – Вып. 4. – С. 221-224. DOI: https://doi.org/10.1007/s10512-010-9225-z .
  4. Соколова И.Д. Опыт разработок топлива для реакторов PWR и его эксплуатации на АЭС Франции. // Атомная техника за рубежом. – 2007. – № 10. – С. 3-11.
  5. Draft Regulatory Guide DG-1189. An Acceptable Model and Related Statistical Methods for the Analytics of Fuel Densification. – NSNRC, Dec. 2008. – PP. 1-10.
  6. Maier G., Assmann H., Dцrr W. Resinter Testing in Relation to In-Pile Densification. // Journal of Nuclear Materrials. – 1988. – Vol. 153. – PP. 213-220. DOI: https://doi.org/10.1016/0022-3115(88)90213-9 .
  7. Mikheev E.N., Fedotov A.V., Malygin V.B., Izhutov A.L. et al. In-Pile Investigation Results of Re-Sintering for Uranium Dioxide Fuel with Large Grain Size at Temperature 650-700°C. / Proc. of the Int. Conf. «Top Fuel 2016». Boise. ID. September 11-15, 2016. – PP. 463-468.
  8. Щеглов А.С., Волков Б.Ю., Проселков В.Н. Особенности поведения твэгов ВВЭР в начале топливной компании. / Proc. of the X-th Int. Conf. on WWER Fuel Perfomance, Modelling and Experimental Support. Bulgaria. Sept. 7-14, 2013. – PP. 359-368.
  9. Одейчук Н.П., Сиренко С.А., Большак А.И. и др. Некоторые характеристики экспериментальных двухслойных уран-гадолиниевых таблеток. // ВАНТ. Серия: Ядерно-реакторные константы. – 2008. – Вып. 1. – С. 133-135.
  10. Горский В.В. Применение интегрированных с топливными таблетками выгорающих поглотителей в LWR. // Атомная техника за рубежом. – 2000. – № 7. – С. 3-8.
  11. Standard ASTM C776-06 Specification for Sintered Uranium Dioxide Pellets. – 2011.– PP. 160-163.
  12. Гонтарь А.С., Кучеров Р.Я., Нелидов М.В. Влияние внутризеренных пор на распухание UO2. // Атомная энергия. – 1985. – Т. 58. – Вып. 1. – С. 54-55. DOI: https://doi.org/10.1007/BF01123246 .
  13. Oguma M. Integrity degradation of UO2 pellets subjected to thermal shock. // Journal of Nuclear Materials. – 1985. – Vol. 127. – No. 1. – PP 67-76. DOI: https://doi.org/10.1016/0022-3115(85)90062-5 .
  14. Махова В.А., Соколова И.Д. Оптимизация микроструктуры UO2-топлива. // Атомная техника за рубежом. – 1988. – № 19. – С. 3-8.
  15. Assmann H., Dцrr W., Peehs M. Control of UO2 Microstructure by Oxidative Sintering. // Journal of Nuclear Materials. – 1986. – Vol. 140. – No. 1. – PP. 1-6. DOI: https://doi.org/10.1016/0022-3115(86)90189-3 .
  16. Бойко В.И., Колпаков Г.Н., Селиваникова О.В. Топливные материалы в ядерной энергетике: учебное пособие. – Томск: Томский политехнический университет, 2008. – 186 с.
  17. Демьянов П.Г., Новиков В.В. и др. Моделирование удлинения уран-гадолиниевых твэлов ВВЭР-1000. / Материалы XI конференции по реакторному материаловедению. АО «ГНЦ НИИАР», г. Димитровград. 2019. – С. 61-62.
  18. Божко Ю.В., Малыгин В.Б. Изменение размеров таблеток из модифицированного диоксида урана в процессе облучения. // Электронный научный журнал «Современные проблемы науки и образования» (science-education.ru). – 2013. – Вып. 3.
  19. Карпеева А.Е., Пахомов Д.С. и др. Способ изготовления уран-гадолиниевого ядерного топлива. – Российская Федерация. Заявка на патент RU № 2020132997 от 06.10.2020.
  20. Кипарисов С.С., Либенсон Г.А. Порошковая металлургия. – М.: Металлургия, 1980. – 496 с.

термическая стабильность доспекаемость уран-гадолиниевое топливо топливные таблетки порообразователь пористость твэл твэг