Способ изготовления керметного стержня топливного сердечника тепловыделяющего элемента ядерного реактора

Изобретение относится к способам изготовления реакторных топливных элементов. Предложен способ изготовления керметного стержня топливного сердечника твэла. В трубу из циркониевого сплава засыпают определенное количество ядерного топлива и материала матрицы. Закрывают трубу с двух сторон цилиндрическими заглушками, на торцевых поверхностях которых крепят колпаки из циркониевого сплава с предварительно нанесенным на их внутренние поверхности слоем пасты из порошка оксида металла, например алюминия. Подвергают сборку горячему гидростатическому прессованию, подрезают трубу до вскрытия слоя оксида металла, удаляют концы трубы вместе с заглушками. Производят размерную механическую обработку цилиндрической поверхности спрессованной сборки до получения номинальных размеров стержня. От известных способов предложенный способ отличается тем, что перед операцией прессования сборку подвергают обжатию в среде инертного газа в условиях ползучести материала трубы. При этом топливные частицы не проникают в стенку трубы, вследствие чего требуемое при прессовании изменение диаметра трубы уменьшается. Изобретение направлено на повышение выхода годных стержней при их дальнейшей механической обработке и на снижение загрязнения технологического оборудования.

 

1. Область техники, к которой относится изобретение

Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к способам изготовления керметных стержней топливных сердечников тепловыделяющих элементов (твэлов) ядерных реакторов различного назначения.

2. Уровень техники

Одним из направлений в ядерной энергетике является использование твэлов, в которых тепловыделяющие сердечники набраны из керметных стержней (см., например, Федик И.И., Гаврилин С.С. и др. "Новое поколение твэлов на основе микротоплива для ВВЭР". "Атомная энергия". Москва, 2004, т.96, вып.4, с.280), причем стержни капсулируются в оболочку из циркониевого сплава (см., например, Солонин М.И., Бибилашвили Ю.К. и др. "Цирконий-ниобиевые сплавы для оболочек твэлов и ТВС энергетических реакторов и установок типа ВВЭР и РБМК". "Избранные труды ВНИИНМ", ФГУП ВНИИНМ, Москва, т.1, с.65-69).

Для получения такого стержня может быть применен способ изготовления керметного стержня топливного сердечника тепловыделяющего элемента ядерного реактора, заключающийся в том, что трубу из циркониевого сплава заполняют определенным количеством ядерного топлива и материала матрицы, закрывают трубу с двух сторон заглушками (см., например, С.С.Гаврилин, В.П.Денискин, А.В.Леонов, И.И.Федик. "Заготовка стержня топливного сердечника керметного тепловыделяющего элемента ядерного реактора", Патент РФ №2305333 от 15.03.2006, опубл. 27.08.2007, бюл. №24), сборку подвергают горячему гидростатическому прессованию (см., например, Самойлов А.Г., Волков B.C., Солонин М.И. "Тепловыделяющие элементы ядерных реакторов". "Энергоатомиздат", Москва, 1996, с.220), удаляют концы трубы вместе с заглушками и производят размерную механическую обработку поверхности спрессованной сборки до получения номинальных размеров стержня.

В этом способе при горячем гидростатическом прессовании температуру и давление выбирают из условия обеспечения в материале трубы и материале матрицы напряжений, равных пределу текучести. При этом топливные частицы, расположенные вблизи поверхности трубы, обтекаются материалом трубы, внедряясь в ее стенку. При дальнейшей размерной механической обработке велика вероятность вскрытия и разрушения топливных частиц, что приводит к снижению выхода годных стержней и загрязнению технологического оборудования ядерными материалами.

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

- трубу из циркониевого сплава заполняют определенным количеством ядерного топлива и материала матрицы;

- закрывают трубу с двух сторон цилиндрическими заглушками;

- проводят горячее гидростатическое прессование сборки;

- удаляют концы трубы вместе с заглушками;

- производят размерную механическую обработку поверхности спрессованной сборки до получения номинальных размеров стержня.

Известен также способ изготовления керметного стержня топливного сердечника тепловыделяющего элемента ядерного реактора, заключающийся в том, что трубу из циркониевого сплава заполняют определенным количеством ядерного топлива и материала матрицы, закрывают трубу с двух сторон цилиндрическими заглушками, на торцевых поверхностях которых крепят колпаки из циркониевого сплава с предварительно нанесенным на их внутренние поверхности слоем пасты из порошка оксида металла, например алюминия, подвергают сборку горячему гидростатическому прессованию, подрезают трубу до вскрытия слоя оксида металла, удаляют концы трубы вместе с заглушками и производят размерную механическую обработку цилиндрической поверхности спрессованной сборки до получения номинальных размеров стержня (см., например, С.С.Гаврилин, В.П.Денискин, А.В.Леонов, И.И.Федик. "Способ изготовления керметного стержня топливного сердечника тепловыделяющего элемента ядерного реактора", Патент РФ №2305334 от 15.03.2006, опубл. 27.08.2007, бюл. №24).

В этом способе решается проблема защиты от разрушения топливных частиц, прилегающих к торцевым поверхностям стержня, но эта проблема не решается при обработке боковой поверхности заготовки стержня до заданного размера. Это снижает выход годных стержней и загрязняет технологическое оборудование ядерными материалами.

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

- трубу из циркониевого сплава заполняют определенным количеством ядерного топлива и материала матрицы;

- закрывают трубу с двух сторон цилиндрическими заглушками, на торцевых поверхностях которых крепят колпаки из циркониевого сплава с предварительно нанесенным на их внутренние поверхности слоем пасты из порошка оксида металла, например алюминия;

- подвергают сборку горячему гидростатическому прессованию;

- подрезают трубу до вскрытия слоя оксида металла;

- удаляют концы трубы вместе с заглушками;

- производят размерную механическую обработку цилиндрической поверхности спрессованной сборки до получения номинальных размеров стержня.

По совокупности существенных признаков последний способ наиболее близок к предлагаемому способу и выбран в качестве прототипа.

3. Сущность изобретения

Предлагается способ изготовления керметного стержня топливного сердечника тепловыделяющего элемента ядерного реактора, заключающийся в том, что трубу из циркониевого сплава заполняют определенным количеством ядерного топлива и материала матрицы, закрывают трубу с двух сторон цилиндрическими заглушками, на торцевых поверхностях которых крепят колпаки из циркониевого сплава с предварительно нанесенным на их внутренние поверхности слоем пасты из порошка оксида металла, например алюминия, сборку подвергают обжатию в среде инертного газа при температуре прессования и давлении, выбранном в пределах (1,8σт·h/R≥Р≥σт·h/R), где Р - давление инертного газа, σт - предел текучести материала трубы, h - толщина стенки трубы, 2R - диаметр трубы, проводят горячее гидростатическое прессование сборки, подрезают трубу до вскрытия слоя оксида металла, удаляют концы трубы вместе с заглушками и производят размерную механическую обработку цилиндрической поверхности спрессованной сборки до получения номинальных размеров стержня.

От прототипа предлагаемый способ отличается тем, что перед операцией прессования сборку подвергают обжатию в среде инертного газа при температуре прессования и давлении, выбранном в пределах (1,8σт·h/R≥Р≥σт·h/R), где Р - давление инертного газа, σт - предел текучести материала трубы, h - толщина стенки трубы, 2R - диаметр трубы.

В силу такого отличия взаимные перемещения и перегруппировка топливных частиц, прилегающих к внутренней поверхности трубы, при обжатии происходят в условиях ползучести материала трубы. Таким образом, при уменьшении диаметра трубы топливные частицы в процессе обжатия не проникают в ее стенку, вследствие чего требуемое при прессовании изменение диаметра трубы уменьшается, то есть уменьшается проникновение частиц в стенку и, как следствие, повышается выход годных стержней при дальнейшей механической обработке и снижается загрязнение технологического оборудования.

4. Пример осуществления предлагаемого технического решения

Циркониевая труба диаметром 9 мм и толщиной стенки 0,5 мм заполняется частицами из диоксида урана диаметром 500 мкм с покрытием из циркониевого сплава толщиной 35 мкм. Труба с двух сторон закрывается цилиндрическими заглушками, на которых укреплены колпаки из циркониевого сплава, на внутреннюю поверхность которых нанесен слой пасты из порошка оксида алюминия. После высокотемпературной дегазации сборки в печи и герметизации ее пайкой при температуре 1000°С производят обжатие сборки путем запуска в печь аргона при давлении 0,25 МПа и выдержке в течение 90 мин. Поскольку деформирование трубы происходит в условиях напряжений, меньших предела текучести ее материала, то уменьшение диаметра трубы осуществляется за счет ползучести. В указанных условиях диаметр трубы уменьшается примерно на 70 мкм, причем деформация трубы прекращается при достижении равенства нагрузки от давления аргона и обратного по знаку усилия со стороны засыпки. Радиальное обжатие при медленной скорости деформирования и напряжении меньше предела текучести материала трубы приводит к перегруппировке и более однородному распределению топливных частиц, прилегающих к внутренней поверхности трубы без дрейфа их в стенку трубы.

После обжатия сборка подвергается горячему гидростатическому прессованию в среде силиката натрия и, поскольку требуемый уровень деформирования трубы снижен за счет обжатия, проникновение топливных частиц в стенку трубы уменьшается, что и обеспечивает достижение технического результата - снижение вероятности вскрытия и разрушения топливных частиц при размерной механической обработке стержня.

Способ изготовления керметного стержня топливного сердечника тепловыделяющего элемента ядерного реактора, заключающийся в том, что в трубу из циркониевого сплава засыпают определенное количество ядерного топлива и материала матрицы, закрывают трубу с двух сторон цилиндрическими заглушками, на торцевых поверхностях которых крепят колпаки из циркониевого сплава с предварительно нанесенным на их внутренние поверхности слоем пасты из порошка оксида металла, например алюминия, подвергают ее горячему гидростатическому прессованию, подрезают трубу до вскрытия слоя оксида металла, удаляют концы трубы вместе с заглушками и производят размерную механическую обработку цилиндрической поверхности спрессованной сборки до получения номинальных размеров стержня, отличающийся тем, что перед операцией прессования сборку подвергают обжатию в среде инертного газа при температуре прессования и давлении, выбранном в пределах (1,8σт·h/R≥Р≥σт·h/R), где Р - давление инертного газа; σт - предел текучести материала трубы; h - толщина стенки трубы; 2R - диаметр трубы.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к энергетике и может быть использовано в устройствах для нагрева воды, например в ядерных энергетических установках. .

Изобретение относится к области атомной энергетики, а именно к способам определения обогащения топливных таблеток из двуокиси урана, содержащих смесь изотопов урана.
Изобретение относится к способам растворения диоксид плутония содержащих материалов (собственно диоксида плутония или смеси диоксида плутония с продуктами коррозии нержавеющей стали) и может быть применено в технологиях, в которые входят операции растворения материалов, содержащих диоксид плутония, с последующей экстракционной очисткой растворов плутония от примесей.

Изобретение относится к области металлургии, в частности к получению дистанционирующей решетки для позиционирования топливных стержней в сборке тепловыделяющих элементов ядерных установок.

Изобретение относится к трубчатой оболочке тепловыделяющего элемента водяного реактора. .

Изобретение относится к атомной энергетике и может найти применение на предприятиях, изготавливающих тепловыделяющие сборки (ТВС) для энергетических ядерных реакторов.
Изобретение относится к одной из концепций создания последующих поколений энергетических ядерных реакторов на быстрых нейтронах с ядерным топливом (ЯТ) в активной зоне (AЗ) из расплавленных урансодержащих хлоридов.

Изобретение относится к области ядерной техники и предназначено для использования в конструкциях дистанционирующих и перемешивающих решеток тепловыделяющих сборок (ТВС) энергетических ядерных реакторов.

Изобретение относится к области атомной энергетики, а именно к средствам для фиксирования тепловыделяющих элементов. .

Изобретение относится к способу изготовления тепловыделяющих элементов ядерного реактора, к контейнеру для осуществления этого способа и к тепловыделяющим элементам, изготовленным с помощью этого способа.
Изобретение относится к области технологии получения ядерного топлива на основе диоксида урана, имеющего повышенную плотность и увеличенное содержание делящегося материала

Изобретение относится к оборудованию для прессования изделий из порошков, а именно для укладки таблеток после прессования в лодочку для их последующего спекания, и может найти применение в порошковой металлургии, химической и других отраслях промышленности, в частности, может быть использовано на предприятиях изготовления таблетированного топлива из диоксида урана (UO2) для тепловыделяющих элементов (ТВЭЛ) ядерных реакторов

Изобретение относится к тепловыделяющим сборкам ядерных реакторов с водой под давлением

Изобретение относится к конструкции и монтажу тепловыделяющей сборки 10 для ядерного реактора на быстрых нейтронах (РРБН) и в частности для РРБН, использующего в качестве теплоносителя жидкий металл, например натрий
Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к технологии изготовления стержней топливных сердечников керметных твэлов

Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к способам, применяемым при получении шихты из смеси порошков ядерного топлива и материала матрицы для прессования керметных стержней твэлов ядерного реактора

Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к способам, применяемым при получении шихты из смеси порошков ядерного топлива и материала матрицы для прессования керметных стержней твэлов ядерного реактора

Изобретение относится к способам изготовления реакторных топливных элементов

Наверх