Керметный тепловыделяющий элемент водо-водяного ядерного реактора

Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к конструкции керметных тепловыделяющих элементов, применяемых в ядерных реакторах с водяным теплоносителем. Керметный тепловыделяющий элемент водо-водяного ядерного реактора состоит из циркониевой оболочки, тепловыделяющего сердечника, набранного из топливных стержней керметной композиции. Частицы диоксида урана распределены в матрице из цирконий-ниобиевого сплава и контактного подслоя из силумина между стержнями и оболочкой толщиной 80-100 мкм. Топливные частицы имеют пористость (10-13)В%, где В - заданное выгорание в г/см³, концентрация ниобия определена соотношением С% масс = 0,15V_т-8, где V_т% - объемная доля ядерного топлива. Торцевые поверхности стержня выполнены с параметром шероховатости R_a в пределах (1,6-6,3) мкм. Изобретение позволяет снизить напряжение в оболочке твэла и повысить его геометрическую стабильность. 4 ил.

 

Область техники, к которой относится изобретение

Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к конструкции керметных тепловыделяющих элементов, применяемых в ядерных реакторах с водяным теплоносителем.

Уровень техники

Известен керметный тепловыделяющий элемент (твэл) с оболочкой из циркониевого сплава и топливным сердечником, содержащим частицы диоксида урана (60 об.%) и матрицу из силумина (40 об.%) - сплав на основе алюминия и кремния. (V.V.Popov, A.D.Karpin, I.D.Isupov. "Result of experimental investigation for substantiation of WWER cermet fuel pin performance. Intermational", Atomic Energy Agency, Techical Committee Meeting on Research of Fuel Aimed at Low Fission Gas Release. Moscow, Russia, 1-4 October, 1996).

Недостатком такого твэла является низкая температура плавления материала матрицы (˜590°С) и, как следствие, низкие прочностные свойства силумина при эксплуатации в твэлах энергетических реакторов (450°С), не обеспечивающие компенсацию «твердого» распухания диоксида урана его пористостью. Введение компенсирующей полости в твэл для компенсации распухания частиц ядерного топлива (Ватулин А.В., Кулаков Г.В. и др. "Разработка твэлов активных зон плавучих энергоблоков и атомных станций малой мощности: состояние и перспективы", "Вопросы атомной науки и техники", серия "Материаловедение и новые материалы", вып.1 (64), 2005, с.146-148, Москва) за счет "твердых" продуктов деления не решает в полном объеме проблему снижения напряжений в оболочке твэла.

С предлагаемым техническим решением этот твэл совпадает по следующим существенным признакам:

- оболочка твэла, изготовленная из циркониевого сплава;

- внутренняя полость твэла заполнена контактным материалом типа силумин.

Известен также керметный твэл с оболочкой из циркониевого сплава, тепловыделяющего сердечника, набранного из стержней керметной композиции длиной 50 мм, контактного подслоя толщиной 80-100 мкм из силумина между ними, а композиция содержит частицы из диоксида урана, равномерно распределенные в матрице из сплава на основе циркония (Федик И.И., Гаврилин С.С., Денискин В.П. и др. "Новое поколение твэлов на основе микротоплива для ВВЭР", "Атомная энергия", Москва, 2004, т.96, вып.4, с.276-285). В рассмотренном керметном твэле могут использоваться стержни керметной композиции (Гаврилин С.С., Пермяков Л.Н., Черников А.С."Композиционный материал для топливных сердечников дисперсионных твэлов", Описание изобретения к Патенту №2139581 от 23.06.98, Бюл. №28, 10.10.99) с матрицей на основе цирконий-ниобиевых сплавов.

Недостатками такого керметного твэла являются высокие локальные напряжения в оболочке твэла в области стыка стержней и невозможность использования твэла для различных поколений энергетических реакторов типа ВВЭР (Федик И.И., Гаврилин С.С. "Топливные элементы нового поколения повышенной безопасности и улучшенной экологии". Сборник научных докладов IV Международного совещания по проблемам энергоаккумулирования и экологии в машиностроении, энергетике и на транспорте, МИМАШ РАН, 2004, с.70) и в реакторах малой мощности, отличающихся в несколько раз большей глубиной выгорания ядерного топлива, чем в реакторах типа ВВЭР. Кроме того, в этих конструкциях не решен вопрос эффективного уменьшения напряжений в оболочке твэла, возникающих за счет распухания микрочастиц диоксида урана от «твердых» продуктов деления.

С предлагаемым техническим решением это устройство совпадает по следующим существенным признакам:

- оболочка твэла, изготовленная из циркониевого сплава;

- тепловыделяющий сердечник, набранный из стержней керметной композиции, где частицы диоксида урана распределены в матрице из цирконий-ниобиевого сплава;

- внутренняя полость твэла заполнена контактным материалов типа силумина, причем толщина контактного подслоя между оболочкой и тепловыделяющим сердечником составляет 80-100 мкм.

По совокупности существенных признаков последний твэл наиболее близок к заявляемому устройству и выбран в качестве прототипа.

Сущность изобретения

Предлагаемый керметный тепловыделяющий элемент водо-водяного ядерного реактора состоит из циркониевой оболочки, тепловыделяющего сердечника, набранного из топливных стержней керметной композиции, где частицы диоксида урана распределены в матрице из цирконий-ниобиевого сплава, и контактного подслоя толщиной 80-100 мкм из силумина между стержнями и оболочкой. Топливные частицы имеют пористость (10-13)В%, где В - заданное выгорание в г/см³, концентрация ниобия определена соотношением С% масс = 0,15V_т-8, где V_т% - объемная доля ядерного топлива, торцевые поверхности стержня выполнены с параметром шероховатости R_a в пределах (1,6-6,3) мкм. От прототипа это устройство отличается тем, что топливные частицы имеют пористость (10-13)В%, где В - заданное выгорание в г/см³, концентрация ниобия определена соотношением С% масс=0,15V_т-8, где V_т% - объемная доля ядерного топлива, торцевые поверхности стержня выполнены с параметром шероховатости R_a в пределах (1,6-6,3) мкм.

Предлагаемая конструкция керметного твэла вследствие снижения напряжений в оболочке твэла и повышения его геометрической стабильности имеет более высокие эксплуатационные характеристики (выгорание, ресурс, надежность), что и определяет основной технический результат.

Перечень фигур

Фиг.1 - тепловыделяющий элемент водо-водяного ядерного реактора:

1 - оболочка из циркониевого сплава;

2 - стержень тепловыделяющего сердечника;

3 - контактный подслой из силумина;

4 - заглушки.

Фиг.2 - фотография шлифа керметной композиции стержня.

Фиг.3 - топливный стержень

5 - торцевая поверхность, подвергнутая определенной механической обработке.

Фиг.4 - фотография шлифа в области стыка торцевых поверхностей стержней на стадии формирования полости (выдержка при температуре 520°С в течение 10 часов).

Сведения, подтверждающие возможность осуществления изобретения

Возможность осуществления изобретения проиллюстрируем конкретным примером. На фиг.1 приведен тепловыделяющий элемент водо-водяного ядерного реактора, состоящего из циркониевой оболочки 1, внутри которой размещены стержни 2 топливного сердечника. Контактный подслой 3 образован заполнением силумином внутренней полости твэла. Оболочка с торцов закрыта заглушками 4. На фиг.2 приведена фотография шлифа керметной композиции сердечника. Композиция состоит из пористых частиц диоксида урана, распределенных в металлической матрице из цирконий-ниобиевого сплава состава Zr - 95-99 мас.%, Nb - 5-1 мас.%, соотношение между компонентами которого определяются из величины заданной объемной доли топлива.

В предлагаемом твэле с контактным подслоем между оболочкой и сердечником, собранным из стержней высотой, например, 50 мм, основные напряжения, определяющие работоспособность оболочек твэла, возникают как за счет распухания микрочастиц диоксида урана от «твердых» продуктов деления и локальных напряжений в области стыка стержней, так и вследствие распухания и неравномерного термического расширения стержней в осевом направлении, а также при изменении мощности реактора.

Первый вид напряжений снижается за счет применения микрочастиц диоксида урана с пористостью, выбранной в зависимости от величины выгорания. Выбор пористости осуществляется с использованием следующих экспериментальных данных. Распухание микрочастиц диоксида урана за счет «твердых» продуктов деления (S) описывается соотношением S=V_Тωq, где V_Т - объемная доля ядерного топлива в композиции; ω - скорость выгорания, % т.а./час, q - относительное увеличение объемной доли частицы диоксида урана на единицу выгорания 1/% т. а. Если матрица обеспечивает в топливных частицах сжимающие напряжения более 30 МПа, то q˜0, то есть распухание частиц диоксида урана компенсируется их пористостью. Величина сжимающих напряжений определяется пластическими характеристиками материала матрицы (предел текучести, скорость ползучести) и объемной долей ядерного топлива. В условиях работы водоводяного реактора при объемной доле диоксида урана в композиции 60% с ZrNb матрицей эти условия (q˜0) обеспечиваются при содержании ниобия в сплаве 1 мас.%, а при объемной доле диоксида урана 70% - при содержании ниобия в сплаве 2,5 мас.%.

На фиг.3 изображен стержень, торцевые поверхности 5 которого подвергнуты механической обработке с параметром шероховатости R_a (среднее арифметическое отклонение от средней линии профиля), лежащим в пределах 1,6-6,3 мкм. Такая чистота поверхности достигается при чистовом торцевом точении. Указанная шероховатость торцевых поверхностей позволяет снизить локальные напряжения в оболочке за счет образования полости размером 20-25 мкм между торцевыми поверхностями стержней. Такая полость подготавливается при взаимодействии силумина с циркониевым сплавом на торцевых поверхностях стержней (раздвижение стержней), расположенных в нескольких мкм друг от друга в условиях подпитки силумина в зону химического взаимодействия, и завершается в первые часы работы твэла (возникновение и расширение полости) при взаимодействии силумина с циркониевым сплавом при температурах выше 450°С без подпитки силумина в зону взаимодействия. Раздвижение стержней осуществляется в результате механического взаимодействия «языков», выступающих над расположенными друг против друга поверхностях зон взаимодействия силумина с циркониевым сплавом. «Языки», размер которых в несколько раз больше слоя химического взаимодействия, формируются из интерметаллида ZrAl₃ (плотность ˜4 г/см³) на внешней поверхности слоя. Стержни раздвигаются на необходимое расстояние (20-25 мкм) при заполнении силумином твэла по режиму (максимальная температура 620°С, время выдержки 2 минуты) при обработке торцевых поверхностей стержней с обеспечением выбранной чистоты. На фиг.4 приведена фотография шлифа, иллюстрирующая процесс образования полости между торцевыми поверхностями стержней с возникновением зоны химического взаимодействия, состоящей из нескольких интерметаллидов, в том числе слоя интерметаллида ZrAl₃.

При толщине контактного подслоя между оболочкой и сердечником равной 80-100 мкм, достаточного для сборки твэла, не происходит разгерметизации твэла при расплавлении контактного материала в случае запроектной аварии, а также не происходит изменения состава контактного материала в процессе эксплуатации, ухудшающего теплофизические и пластические свойства, что обеспечивает термическое сопротивление не более 10^-6 град Вт/м и проскальзывание стержней относительно оболочки в условиях ползучести.

Керметный тепловыделяющий элемент водо-водяного ядерного реактора, состоящий из циркониевой оболочки, тепловыделяющего сердечника, набранного из топливных стержней керметной композиции, где частицы диоксида урана распределены в матрице из цирконий-ниобиевого сплава и контактного подслоя из силумина между стержнями и оболочкой толщиной 80-100 мкм, отличающийся тем, что топливные частицы имеют пористость (10-13)В%, где В - заданное выгорание в г/см³, концентрация ниобия определена соотношением С мас.% = 0,15V_т-8, где V_т% - объемная доля ядерного топлива, торцевые поверхности стержня выполнены с параметром шероховатости Ra в пределах (1,6-6,3) мкм.