Кинeв Е.А.1,2, Цыгвинцев В.А. 1
Для снижения топливной составляющей стоимости электроэнергии и конкурентоспособности с тепловыми ядерными реакторами требуется существенное увеличение выгорания топлива реакторов на быстрых нейтронах нового поколения.
В работе выполнен анализ послереакторных материаловедческих исследований структуры, пористости, параметра кристаллической решетки, давления газообразных продуктов деления оксидного уранового, оксидного уран-плутониевого и плотного уранового таблеточного топлива, облученных в спектрах быстрых нейтронов.
Выполнено сопоставление исследованных характеристик для краткосрочного (менее 1 % тяж. ат.) и максимального (~14 % тяж. ат.) выгораний.
Показано, что для исключения нежелательного термомеханического взаимодействия плотного топлива с оболочкой при высоком выгорании может потребоваться увеличение технологической пористости или наличие центрального отверстия топливных таблеток. Такой же тип взаимодействия оксидного уранового топлива при 14 % тяж. ат. существенно ослаблен из-за формирования высокопористой непрочной периферийной Rim-зоны и ползучести таблеток.
Внутритвэльное давление газообразных продуктов деления при рабочих температурах и максимальном исследованном выгорании превышает 6 МПа (окружное напряжение оболочки до 55 МПа), что может потребовать увеличения свободного объема компенсационной полости топливных элементов, предусматривающих выгорание 16-20 % тяж. ат.
1. Уолтерс А., Рейнольдс А. Реакторы-размножители на быстрых нейтронах. М.: Энергоатомиздат, 1986. 623 с.
2. Лопаткин А.В., Орлов В.В., Сила-Новицкий А.Г., Филин А.И., Бибилашвили Ю.К., Рогозкин Б.Д. Топливный цикл реакторов БРЕСТ. Атомная энергия, 2000, том 89, вып. 4, с. 308−315.
3. Поплавский В.М., Чебесков А.Н., Матвеев В.И. БН-800 как новый этап в развитии быстрых натриевых реакторов. Атомная энергия, 2004, том 96, вып. 6, с. 426−431.
4. Козлов А.В., Кинев Е.А., Цыгвинцев В.А. Послереакторные исследования смешанного оксидного топлива после эксплуатации в реакторе БН-600. ВАНТ. Серия: Материаловедение и новые материалы, 2004, вып. 2 (63), с. 173-180.
5. Кинев Е.А., Козлов А.В., Цыгвинцев В.А., Аверин С.А., Чернецов М.В. Структурные исследования оксидного топлива и его взаимодействия с оболочками твэлов быстрого энергетического реактора. ВАНТ. Серия: Материаловедение и новые материалы, 2007, вып. 1 (68-69), с. 212–222.
6. Кинев Е.А., Цыгвинцев В.А. Поведение таблеточного топлива при облучении в реакторе БН-600. Труды IX Российской конференции по реакторному материаловедению. Димитровград, 2009, с. 292–299.
7. Кинев Е.А. Структура таблеточного оксидного топлива и его коррозионное воздействие на оболочку твэла реактора БН-600. Известия вузов. Ядерная энергетика, 2011, №1, с. 169–176.
8. Кинев Е.А. Несвободное распухание диоксидуранового топлива в интервале выгорания 8−13 % тяж. ат. Атомная энергия, 2016, том 121, вып. 4, с. 195−198.
9. Kinev E., Barybin A., Tsygvintsev V., Glushkova N. Postreactor State of the Standard and Experimental BN-600 Fuel Kinds. Proc. Int. Conf. on Fast Reactors and Related Fuel Cycles. Yekaterinburg, 2017.
10. Богатов С.В., Киреев М.Г. Методика и результаты эксплуатационных расчетов температуры топлива в твэлах ТВС реактора БН-600. Известия вузов. Ядерная энергетика, 2009, №2, c. 127–135.
11. Троянов В.М. Испытания смешанного нитридного топлива для проекта «Прорыв». Доступно на: https://tnenergy.livejournal.com/28558.html (дата обращения 23.05.2018).
12. Косенков В.М. Рентгенография в реакторном материаловедении. Ульяновск: УлГУ, 2006. 168 с.
13. Kleykamp H., Pejsa R. X-Ray Difraction Studies on Irradiated Nuclear Fuels. Journal of Nuclear Materials, 1984, vol. 124, pp. 56−63.
14. Глаговский Э.М., Жмак В.А., Клепацкий В.Е., Коновалов Л.Н., Лаушкин А.В., Орлов В.К., Чеботарев Я.Н. Исследования закономерностей изменения во времени структуры и свойств диоксида плутония, полученного по различным технологическим схемам. ВАНТ. Избранные труды
ВНИИНМ, 2002, том 2, с. 100–102.
15. Воронов Н.М., Софронова Р.М., Войтехова Е.А. Высокотемпературная химия окислов урана и их соединений. М.: Атомиздат, 1971. 360 с.
16. Крюков Ф.Н., Кислый В.А., Кормилицин М.В., Кузьмин С.В., Маершин А.А., Никитин О.Н., Строжук С.В., Шишалов О.В. Особенности поведения продуктов деления в твэлах с виброуплотненным топливом. ВАНТ. Серия: Материаловедение и новые материалы, 2006, вып. 2 (67), с. 161–168.
17. Middleburgh S.C., Grimes R.W., Desai K.H., Blair P.R., Hallstadius L., Backman K., Van Uffelen P. Swelling due to fission products and additives dissolved within the uranium dioxide lattice. Journal of Nuclear Materials, 2012, vol. 427, pp. 359−363.
18. Гринь П.И., Кислый В.А., Крюков Ф.Н., Марков Д.В., Никитин О.Н., Шишалов О.В. Результаты испытаний и послереакторных исследований ЭТВС реактора БН-600 с виброуплотненным уран-плутониевым оксидным топливом. Труды IX Российской конференции по реакторному материаловедению. Димитровград, 2009, с. 279−291.
19. Васильев Б.А., Фаракшин М.Р., Белов С.Б., Кузнецов А.Е. Перспективы развития активной зоны реактора БН-800. Труды 10-й МНТК «Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики». Москва, 2016, с. 126–129.
20. Алексеев С.В., Зайцев В.А. Нитридное топливо для ядерной энергетики. М.: Техносфера, 2013. 240 с.
21. Poplavsky V.M., Zabudko L.M., Shkabura I.A., Skupov M.V., Bychkov A.V., Kisly V.A., Kryukov F.N., Vasiliev B.A. Fuels for Advanced Sodium Cooled Fast Reactors in the Russian Federation: State of the Art and Prospects. Proc. Int. Conf. on Fast Reactors and Related Fuel Cycles. Kyoto, Japan, 2009, pp. 261−275.
