RU131895U1

RU131895U1 - Nuclear reactor fuel rod

Info

Publication number: RU131895U1
Application number: RU2013121655/07U
Authority: RU
Inventors: Юлиан Михайлович Головченко; Владислав Анатольевич Кислый; Руслан Анатольевич Сибирцев
Priority date: 2013-05-08
Filing date: 2013-05-08
Publication date: 2013-08-27

Abstract

Твэл ядерного реактора на быстрых нейтронах, содержащий герметичную стальную оболочку, заполненную гелием, столб нитридного топлива, закрепленный с помощью фиксаторов в оболочке с зазором, дополнительно содержит гранулированный металлический уран или сплав на его основе, размещенный в зазоре.The fuel element of a fast neutron nuclear reactor, containing a sealed steel shell filled with helium, a column of nitride fuel, secured with clamps in the shell with a gap, additionally contains granular uranium metal or an alloy based on it, placed in the gap.

Description

Полезная модель относится к ядерной энергетике, в частности к конструкции твэла с нитридным топливом для реакторов на быстрых нейтронах. Плотное нитридное топливо рассматривается как основное топливо для перспективных реакторов на быстрых нейтронах на длительную перспективу.The utility model relates to nuclear energy, in particular, to the design of a fuel rod with nitride fuel for fast neutron reactors. Dense nitride fuel is considered as the main fuel for long-term promising fast neutron reactors.

Известен твэл ядерного реактора на быстрых нейтронах БН-1000 Н [Отчет о НИР РНЦ «Курчатовский Институт», Инв. №35-410-4/350 от 17.11.2005 г.], содержащий герметичную стальную оболочку, в которой размещен столб цилиндрических таблеток нитридного топлива (UPuN) и фиксаторы топливного столба. Зазор между нитридным сердечником и стальной оболочкой заполнен легкоплавким металлом - натрием.Known fuel element of a fast-neutron nuclear reactor BN-1000 N [Report on research of the RRC “Kurchatov Institute”, Inv. No. 35-410-4 / 350 of November 17, 2005], containing a sealed steel shell, in which a column of cylindrical nitride fuel tablets (UPuN) and fuel column clamps are placed. The gap between the nitride core and the steel shell is filled with fusible metal - sodium.

Недостатки этого твэла заключаются в следующем: - заполнение твэла натрием уменьшает объем сборника осколочных газов (Xe, Kr), образующихся при делении ядер U и Pu;The disadvantages of this fuel rod are as follows: - filling the fuel rod with sodium reduces the volume of the collection of fragmentation gases (Xe, Kr) generated during fission of U and Pu nuclei;

- пониженный ресурс работоспособности твэлов, исчерпывающийся при достижении механического контакта «жесткого» нитридного сердечника с оболочкой, а так же из-за интенсивного процесса переноса и взаимодействия агрессивных осколков деления топлива со стальной оболочкой;- reduced service life of the fuel rods, which is exhausted when mechanical contact of the “hard” nitride core with the cladding is achieved, as well as due to the intensive transfer and interaction of aggressive fuel fission fragments with the steel cladding;

Повышение ресурса работоспособности твэла путем увеличения зазора между сердечником и оболочкой уменьшает эффективную плотность топлива (физическую и по «тяжелым» атомам- U, PU) в единице объема твэлаIncreasing the service life of a fuel rod by increasing the gap between the core and the cladding reduces the effective density of the fuel (physical and “heavy” atoms, U, PU) per unit volume of the fuel rod

(γ_эф, г/см³ или г т.а./см³). В свою очередь, уменьшение эффективной плотности топлива в твэле приводит к уменьшению эффективности БН-реактора.(γ _eff , g / cm ³ or g so. / cm ³ ). In turn, a decrease in the effective density of fuel in a fuel rod leads to a decrease in the efficiency of the BN reactor.

- заполнение твэла натрием и контроль качества такого заполнения усложняет технологию изготовления твэла, особенно при проведении таких операций в условиях дистанционного обслуживания;- filling the fuel rod with sodium and quality control of such a filling complicates the manufacturing technology of the fuel rod, especially when carrying out such operations in the conditions of remote maintenance;

Известен, длительное время использовался и может быть принят за прототип твэл ядерного реактора на быстрых нейтронах БР-10 [Л.М.Забудько, Л.И.Мамаев, А.А.Труфанов. Анализ расчетных и эксперимента льных данных с целью возможного определения причин разгерметизации твэлов с нитридным топливом реактора БР-10 /Сборник докладов седьмой Российской конференции по реакторному материаловедению. г.Димитровград, 8-12 сентября 2003 г./www_dev.niiar.ru/rus/doc/rm_7/], содержащий герметичную стальную оболочку, в которой размещен столб цилиндрических таблеток нитридного топлива и фиксаторы топливного столба. Зазор между нитридным сердечником и стальной оболочкой заполнен из высокотеплопроводного газа (He).Known for a long time, it was used and can be taken as a prototype fuel rod for a fast neutron reactor BR-10 [L.M. Zabudko, L.I. Mamaev, A.A. Trufanov. Analysis of calculated and experimental data in order to possibly determine the causes of depressurization of fuel elements with nitride fuel in the BR-10 reactor / Report collection of the Seventh Russian Conference on Reactor Materials Science. Dimitrovgrad, September 8-12, 2003 / www_dev.niiar.ru / rus / doc / rm_7 /], containing a sealed steel shell, in which a column of cylindrical nitride fuel tablets and fuel column clamps are placed. The gap between the nitride core and the steel shell is filled with highly conductive gas (He).

Недостатки этого твэла заключаются в следующем: Заполненный гелием зазор между топливным сердечником и оболочкой является термическим сопротивлением и потому повышает температуру сердечника, что приводит к увеличению скорости распухания нитридного топлива.The disadvantages of this fuel rod are as follows: The gap filled with helium between the fuel core and the cladding is thermal resistance and therefore increases the temperature of the core, which leads to an increase in the rate of swelling of nitride fuel.

Увеличение диаметра топливного сердечника вследствие его радиационного распухания приводит к уменьшению исходного зазора и, в пределе, к его полному исчезновению: оболочка «садится» на сердечник. Термическое сопротивление зазора становится минимальным, равно как и температура сердечника. Дальнейшее облучение твэла считается недопустимым ввиду увеличивающегося с увеличением выгорания механического давления «холодного» и «жесткого» (недеформируемого) нитридного сердечника на стальную оболочку.An increase in the diameter of the fuel core due to its radiation swelling leads to a decrease in the initial gap and, in the limit, to its complete disappearance: the shell "sits" on the core. The thermal resistance of the gap becomes minimal, as well as the core temperature. Further irradiation of the fuel element is considered unacceptable due to the increasing mechanical pressure of the “cold” and “hard” (non-deformable) nitride core on the steel sheath with increasing burnup.

Технической задачей предлагаемой полезной модели является увеличение надежности, экономичности и эффективности твэла реактора на быстрых нейтронах.The technical task of the proposed utility model is to increase the reliability, economy and efficiency of a fast neutron fuel element.

Для решения вышеуказанной задачи твэл ядерного реактора на быстрых нейтронах содержащий герметичную стальную оболочку, заполненную гелием, столб нитридного топлива, закрепленный с помощью фиксаторов оболочке с зазором, дополнительно содержит гранулированный металлический уран или сплав на его основе, размещенный в зазоре.To solve the aforementioned task of a fast neutron fuel rod containing a sealed steel shell filled with helium, a nitride fuel column fixed with a clamp with a gap, additionally contains granular metal uranium or an alloy based on it placed in the gap.

Заполнение зазора между оболочкой и компактным нитридным сердечником гранулированным металлическим ураном, обладающим свойствами достаточной исходной технологической текучести и теплопроводности, позволяет уменьшить жесткие требования к технологическим допускам на внутренний диаметр стальной оболочки, уменьшить не менее жесткие требования к внешним размерам и даже к форме исполнения нитридного топливного сердечника (цилиндр или прямоугольник, таблетка или пруток…). Это упрощает конструктивные и технологические параметры топливного сердечника и твэла в целом, повышает экономичность твэла (уменьшает затраты на изготовление высокоточных по размерам оболочек и сердечников, уменьшает затраты на контроль этих размеров, уменьшает массу и количество брака по размерам компонентов твэла…).Filling the gap between the shell and the compact nitride core with granular metallic uranium, which has the properties of sufficient initial process fluidity and thermal conductivity, reduces stringent requirements for technological tolerances on the inner diameter of the steel shell, reduces no less stringent requirements for the external dimensions and even the form of the nitride fuel core (cylinder or rectangle, tablet or bar ...). This simplifies the design and technological parameters of the fuel core and fuel rod as a whole, increases the fuel efficiency of the fuel rod (reduces the cost of manufacturing high-precision claddings and cores, reduces the cost of controlling these sizes, reduces the mass and quantity of scrap by the size of the components of the fuel rod ...).

Создание механического барьера из гранулированного металлического урана между стальной оболочкой и нитридным сердечником уменьшает опасность коррозионного повреждения оболочки (нитридизации оболочки), возможной при прямом контакте нитридного сердечника со стальной оболочкой. Высокая химическая активность металлического урана к агрессивным технологическим примесям в нитридном топливе (O₂, C) и к азоту, выделяющемуся из нитридного топлива при выгорании, дает дополнительные положительные эффекты, увеличивающие надежность твэла. Во-первых, гранулированный металлический уран выполняет функции геттера-поглотителя агрессивных по отношению к стальной оболочке химических элементов (O₂, C, K). Во-вторых, образующиеся при этом на поверхности урановых гранул тонкие слои оксидов, карбидов, нитридов, оксикарбонитридов уменьшают опасность физико-химического взаимодействия гранулированного урана и стальной оболочки при их механическом контакте.Creating a mechanical barrier of granular metal uranium between the steel shell and the nitride core reduces the risk of corrosion damage to the shell (shell nitridation), which is possible with direct contact of the nitride core with the steel shell. The high chemical activity of uranium metal to aggressive technological impurities in nitride fuel (O ₂ , C) and to nitrogen released from nitride fuel during burnup gives additional positive effects that increase the reliability of a fuel rod. Firstly, granular metal uranium functions as a getter-absorber of chemical elements that are aggressive with respect to the steel shell (O ₂ , C, K). Secondly, the thin layers of oxides, carbides, nitrides, and oxycarbonitrides formed on the surface of uranium granules in this case reduce the risk of physicochemical interaction of granular uranium and steel shell during their mechanical contact.

Технологическая пористость гранулированного урана, размещенного в зазоре между оболочкой и компактным сердечником, наряду с высокой пластичностью и низкой прочностью металлического урана, обеспечат компенсацию радиационных объемных изменений нитридного сердечника и уменьшение его механического давления на оболочку. Это способствует увеличению надежности твэла.The technological porosity of granular uranium located in the gap between the shell and the compact core, along with high ductility and low strength of uranium metal, will compensate for the radiative bulk changes of the nitride core and reduce its mechanical pressure on the shell. This helps to increase the reliability of the fuel rod.

Заполнение зазора между оболочкой и нитридным топливным сердечником гранулами высокоплотного металлического урана позволяет увеличить эффективную плотность тяжелых атомов (U) в твэле до значений, превышающих достигнутые в твэле-прототипе: γ_эф.(UN)=11,5г/см³=>11,5 г/см³·0,94=10,8 г т.а./см³ Filling the gap between the shell and the nitride fuel core with granules of high-density metal uranium allows to increase the effective density of heavy atoms (U) in the fuel rod to values exceeding those achieved in the prototype fuel rod: γ _eff (UN) = 11.5 g / cm ³ => 11, 5 g / cm ³ · 0.94 = 10.8 g i.e. / cm ³

Более высокие значения γ_эф. (т.а.) в твэле с любым топливом определяют большую эффективность твэла, активной зоны, реактора в целом, а именно- увеличение коэффициентов воспроизводства (КВА,КВ), уменьшение времени удвоения (T₂), увеличение параметров безопасности за счет уменьшения количества органов регулирования реактивности и др.Higher γ _eff. (i.e.) in a fuel rod with any fuel determine the greater efficiency of the fuel rod, core, reactor as a whole, namely, an increase in the reproduction coefficients (KVA, KV), a decrease in the doubling time (T ₂ ), an increase in safety parameters by reducing the number of reactivity regulatory bodies, etc.

Из ядерно-физических соображений очевидно, что увеличение значений γ_эф.[г/см³] в твэле не должно достигаться за счет увеличения массы «активных» ядер (плутония, урана-235) в единице объема твэла.From nuclear physics considerations, it is obvious that an increase in the values of γ _eff. [g / cm ³ ] in a fuel element should not be achieved by increasing the mass of “active” nuclei (plutonium, uranium-235) per unit volume of a fuel element.

На прилагаемом рисунке показан разрез твэла, где: 1 - стальная оболочка; 2 - заглушка; 3 - фиксатор топливного столба; 4 - топливный столб; 5 - зазор.The attached figure shows a section of a fuel rod, where: 1 - steel sheath; 2 - a stub; 3 - a clamp of a fuel column; 4 - a fuel column; 5 - clearance.

В прилагаемой таблице приведены сравнительные характеристики твэла перспективного реактора БН-1200 и предлагаемого твэла.The attached table shows the comparative characteristics of the fuel element of the promising BN-1200 reactor and the proposed fuel element.

Различие в параметрах твэла-прототипа и предлагаемого твэла показывают следующие особенности предлагаемого твэла:The difference in the parameters of the prototype fuel rod and the proposed fuel rod show the following features of the proposed fuel rod:

- эффективная плотность по тяжелым атомам увеличена до 12,11, т.е.

;- the effective density of heavy atoms is increased to 12.11, i.e.

;

- исходная пористость в поперечном сечении твэла увеличена до 21,2%, т.е.+ΔV_исх.=1,6%(+8%);- the initial porosity in the cross section of the fuel rod is increased to 21.2%, i.e. + ΔV _ref. = 1.6% (+ 8%);

- масса UPuN-сердечника уменьшена на 240 г.(-39%).- The mass of the UPuN core is reduced by 240 g (- 39%).

Указанные особенности определяют возможность достижения вышеописанных преимуществ предлагаемого твэла по его надежности, экономичности, эффективности.These features determine the ability to achieve the above advantages of the proposed fuel rod for its reliability, efficiency, efficiency.

ПараметрыOptions ПрототипPrototype ПредлагаемыйProposed - стальная оболочка, мм- steel shell, mm d×б=9,3x0,5d × b = 9.3x0.5 d×б=9,3x0,5d × b = 9.3x0.5 - UPuN-сердечник собран из таблеток, мм- UPuN-core is assembled from tablets, mm d×h=8xl0;d × h = 8xl0; d×h=6,3xl0d × h = 6.3xl0 - радиальный зазор, мм- radial clearance, mm 0,15, заполнение-He;0.15, filling-He; 1,0, заполнение -гранулы металлического урана1.0, filling of uranium metal granules - теоретическая плотность UPuN, г/см³;- theoretical density UPuN, g / cm ³ ; 14,314.3 14,314.3 - плотность таблеток сердечника, г/см³ the density of the core tablets, g / cm ³ γ_T - 12,2γ _T - 12.2 γ_T - 12,2γ _T - 12.2 - плотность гранул металлического урана, г/см³ - the density of the granules of metallic uranium, g / cm ³ 18,7;18.7; - эффективная плотность топлива в твэле (γ_эф.)-- effective fuel density in a fuel rod (γ _eff. ) - 11,5 г/см³, что соответствует г т.а.

11.5 g / cm ³ , which corresponds to g so

; the effective density of the granular metal uranium in the gap, g / cm ³ ; 13 - initial porosity in the cross section of a fuel rod V _ref . = 19.6%; 21,2 the proportion of Pu in the UPuN core,% wt .; fifteen 24.6 - mass of the UPuN core in the fuel rod, g, including the mass of Pu- g. 618 g 378 93 93

Claims

A fuel rod of a fast neutron reactor containing a sealed steel shell filled with helium, a column of nitride fuel, fixed with clamps in the shell with a gap, additionally contains granular metal uranium or an alloy based on it placed in the gap.