Оценки выхода урана из мононитридного топлива в первый контур реактора БР-10

10.09.2025 2025 - №03 Безопасность, надежность и диагностика ЯЭУ

Д.В. Дмитриев А.С. Жилкин Е.В. Филимонов

https://doi.org/10.26583/npe.2025.3.09

Изложены результаты анализа экспериментальных данных по выходу урана из мононитридного топлива в натриевый теплоноситель первого контура, полученных на реакторе БР-10 при испытаниях твэлов с искусственными дефектами в оболочке. Нитридное топливо рассматривается в ядерной энергетике как одно из наиболее перспективных видов топлива для реакторов на быстрых нейтронах, в связи с чем экспериментальные исследования его свойств при контакте с жидкометаллическими теплоносителями представляют большой интерес и создают необходимый массив исходных данных для проведения верификации имеющихся расчетных моделей. Такого рода исследования были проведены на реакторе БР-10 в составе экспериментальных твэлов с искусственными дефектами в оболочке. Описаны условия проведения испытаний твэлов с мононитридным урановым топливом и искусственными дефектами в оболочках в реакторе БР-10, получена оценка скорости выхода топлива из твэлов с негерметичными оболочками при его контакте с натрием по результатам измерений содержания урана в первом контуре, проведено сравнение полученной оценки с расчетным значением по модели выхода атомов урана с поверхности топлива каскадным выбиванием. Результаты проведенного исследования позволяют обосновать предположение о каскадном выбивании атомов урана как основном механизме его выхода из нитридного топлива в реакторах на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем.

Ссылки

1. Поролло С.И., Иванов С.Н., Забудько Л.М., Мариненко Е.Е. Анализ экспериментальных данных о газовыделении и распухании облученного в реакторе БР-10 мононитридного уранового топлива. Атомная энергия. 2016;121(6):326–332. URL: https://www.j-atomicenergy.ru/index.php/ae/article/view/308/301 (дата обращения 01.07.2025)
2. Болгарин В.И., Ефимов И.А. Жилкин А.С. и др. Экспериментальные исследования переноса радиоактивных элементов в первом контуре быстрых реакторов с натриевым теплоносителем БР-10 и БН-350. Препринт ФЭИ-2019, 1989, 44 с.
3. Багдасаров Ю.Е., Ефимов И.А., Ластов А.И. и др. Измерение содержания урана и продуктов деления и коррозии в пробах натрия первого контура реактора БР-10 радиометрическим способом. Французско-советский семинар «Эксплуатация активных зон с поврежденными твэлами». Франция, 1987.
4. Багдасаров Ю.Е., Ефимов И.А., Мамаев Л.И. и др. Выход продуктов деления из твэлов реактора БР-10 с искусственными дефектами в оболочках. Французско-советский семинар: «Эксплуатация активных зон с поврежденными твэлами», Франция, 1987.
5. Ефимов И.А., Мамаев Л.И., Крючков Е.А. и др. Опыт работы реактора БР-5 (БР-10) с различными топливными композициями (PuO2, UC, UN). Сборник докладов юбилейной конференции «От исследований на БР-5 (БР-10) к проектам демонстрационных и энергетических быстрых реакторов». Обнинск, 2009.
6. Мамаев Л.И., Ефимов И.А., Крючков Е.А. и др. Исследования выхода продуктов деления из различных топливных композиций (UN, U, UO2+PuO2, UC+PuC, сплав U,Pu) из твэлов, имеющих искусственный дефект в оболочке. Сборник докладов юбилейной конференции «От исследований на БР-5 (БР-10) к проектам демонстрационных и энергетических быстрых реакторов». Обнинск, 2009.
7. Гамалий А.Ф., Ефимов И.А., Жилкин А.С. и др. Экспериментальное обоснование модели выхода газообразных продуктов деления из натриевого теплоносителя. Препринт ФЭИ-903, 1979, 21 с.
8. Королева В.П., Отставнов П.С., Шерешков В.С. Определение методом трековых детекторов степени загрязнения ядерным топливом натриевого теплоносителя первого контура реактора. Атомная энергия. 1979:46(2):125–129. URL: https://elib.biblioatom.ru/text/atomnaya-energiya_t46-2_1979/p125/ (дата обращения 01.07.2025).
9. Звонарев А.В., Лифоров В.Г. Применение метода твердотельных трековых детекторов в исследованиях на энергетических и исследовательских реакторах. Рабочее совещание «Твердотельные трековые детекторы ядер и их применения». Дубна, сборник докладов, 1990.
10. Olander D. Fundamental aspects of nuclear reactor fuel elements. Department of nuclear engineering university of California. Berkley, 1976.
11. Mathion A. et al. Failure evolution in sodium loops. Results of the SILOE experimental program. Proceeding America nuclear society. International conference on reliable fuels for liquid metal reactors. September 7-11, 1986, Tucson, Arizona.

быстрый реактор натриевый теплоноситель нитридное топливо дефект оболочки эксперимент каскадное выбивание расчетная оценка

Ссылка для цитирования статьи: Дмитриев Д.В., Жилкин А.С., Филимонов Е.В. Оценки выхода урана из мононитридного топлива в первый контур реактора БР-10. // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2025. – № 3. – С. 122-132. DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2025.3.09 .