В настоящей работе
представлен обзор известных зарубежных научных публикаций, посвящённых
исследованию поведения под облучением металлического U-Zr ядерного топлива. Приведена информация по решению важных проблем,
возникающих при облучении металлического топлива.
Отмечена связь и преемственность
работ с U-Zr топливом с первоначальными работами по изготовлению и исследованию
топливных стержней U-5 масс. % Fs (фиссиума) с различной плотностью для
экспериментального реактора-размножителя EBR-II.
Особое
внимание уделено основным явлениям, происходящим во время реакторного облучения
металлического топлива, таким как радиационное распухание топлива вследствие
накопления твёрдых и газообразных продуктов деления; образование и неоднородное
распределение пористости; механическое взаимодействие топлива с твэльной
оболочкой; радиальная миграция компонентов оболочки, топлива и продуктов
деления (лантаноидов); физико-химическое взаимодействие топлива с оболочкой. Изучение этих радиационно-индуцированных явлений
имеет решающее значение для процесса разработки и лицензирования современного
металлического топлива.
Отмечено,
что распухание легированного металлического топлива носит анизотропный характер:
увеличение длины топливных сердечников по мере выгорания U-Zr топлива всегда
оказывается меньше, чем увеличение диаметра сердечников. При этом увеличение диаметра в основном происходит до
выгораний около 1–2 % т.а. Обеспечение
исходной эффективной плотности топлива с поперечном сечении твэла не выше 75 %
(за счёт соответствующего зазора «топливо – оболочка», допускающего при свободном распухании 30 %-е увеличение
поперечного сечения топливного столба) оказывается достаточным для предотвращения контакта топлива с оболочкой
твэла до момента возникновения взаимосвязанной открытой пористости и связанного
с этим резкого снижения возможности нагружения оболочки твэла со стороны
топлива, а также для достижения выгорания топлива более 10 % т.а. При
такой конструктивной особенности твэла основной вклад в нагружение оболочки
вносит давление газообразных продуктов деления, которое компенсируется
соответствующим подбором объёма газосборника.
>Отмечено, что физико-химическое
взаимодействие топлива с твэльной оболочкой обусловлено, в первую очередь,
диффузией Fe и Ni из стальной оболочки в топливо, а также диффузией продуктов
деления (лантаноидов: La, Ce, Nd, Sm, Pr и др.) из топлива в оболочку. При этом
физико-химическое взаимодействие зависит от выгорания, температуры топлива и
температуры внутренней поверхности оболочки. Представлен обзор
экспериментальных данных по радиальным распределениям компонентов облученного
топлива и образующихся в процессе облучения твёрдых продуктов деления
(лантаноидов).
1.
Chang Y.I. Technical rationale for metal fuel in
fast reactors. Nuclear Engineering and Technology, 2007, vol. 39, no. 3,
pp. 161–170.
2.
Walters L.C., Seidel B.R., Kittel J.H. Performance of
Metallic Fuels and Blankets in Liquid-metal Fast Breeder Reactors. Nuclear
Technology, 1984, vol. 65, no. 2, pp.179–231.
3.
Seidel B.R., Walters L.C., Chang Y.I. Advances
in Metallic Nuclear Fuel. Journal of Metals, 1987, vol. 39, no. 4,
pp. 10–13.
4.
Hofman G.L., Walters L.C. Metallic fast reactor
fuels. In: Cahn R.W., Haasen P., Kramer E.J. Materials science and
technology, vol. 10, Nuclear Materials, Part I, New York: VCH; 1994,
pp. 1–44.
5.
Pahl R.G., Porter D.L., Crawford D.C. and
Walters L.C. Irradiation behavior of metallic fast reactor fuels. Journal of
Nuclear Materials, 1992, vol. 188, pp. 3–9.
6.
Stevenson C.E. The EBR-II Fuel Cycle Story. La
Grande Park, Illinois, USA: American Nuclear Society. 1987, 256
p.
7.
Sofu T. A review of inherent safety
characteristics of metal alloy sodium-cooled fast reactor fuel against
postulated accidents. Nuclear Engineering and Technology, 2015, vol. 47,
pp. 227–239.
8.
Ogata T., Kim Y.S., Yacout A.M. Metal fuel modeling and
simulation. In: Comprehensive Nuclear Materials. Ed. Konings
R.J.M., Stoller R.E. Vol. 3. Amsterdam, Elsevier, 2012. Pp. 713–753.
9.
Hofman G.L., Hayes S.L., Petri M.C. Temperature
gradient driven constituent redistribution in U-Zr alloys. Journal of
Nuclear Materials, 1996, vol. 227, pp. 277–286.
10. Yacout A.M., Billone M.C. Current Status of the LIFE Fast Reactors
Fuel Performance Codes. Proc. of the FR13: International Conference on Fast
Reactors and Related. Fuel Cycles: Safe Technologies and Sustainable Scenarios.
Paris, France, 2013, 15 p.
11. Hofman G.L., Walters L.C., Bauer T.H. Metallic fast reactor fuels. Progress
in Nuclear Energy, 1997, vol. 31, no. 1–2, pp. 83–110.
12. Carmack W.J., Porter D.L., Chang Y.I., Hayes S.L., Meyer M.K.,
Burkes D.E., Lee C.B., Mizuno T., Delage F., Somers J. Metallic fuels for
advanced reactors. Journal of Nuclear Materials, 2009, vol. 392,
pp. 139–150.
13. Yun D., Rest J., Hofman G.L., Yacout A.M. An initial assessment of a
mechanistic model, GRASS-SST, in U-Pu-Zr metallic alloy fuel fission-gas
behavior simulations. Journal of Nuclear Materials, 2013, vol. 435, pp. 153–163.
14. Уолтер А.,
Рейнольдс А. Реакторы-размножители на быстрых нейтронах. Перевод с англ.
М.: Энергоатомиздат, 1986. 623 с.
15. Stubs F.J. and Webster C.B. The Release of Fission Product Rare
Gas from a Uranium-Zirconium Alloy During Irradiation in the BEPO Reactor.
Report AERE C/M-372, Great Britain Atomic Research Establishment, 1959, 13 p.
16. Loomis B.A. Swelling of Irradiated Uranium-Zirconium Alloys on
Annealing. Nuclear Science and Engineering, 1964, vol. 20, issue 1, pp.
112–113.
17. Leibowitz L., Blomquist R.A. Thermal Conductivity and Thermal
Expansion of Stainless Steels D9 and HT9. International Journal of
Thermophysics, 1988, vol. 9, no. 5, pp. 873–883.
18. Ogata T., Nakamura K., Itoh A., Akabori M. Reactions between U-Zr
alloys and Fe at 1003 K. Journal of Nuclear Materials, 2013, vol. 441,
pp. 579–582.
19. Pahl R.G., Porter D.L., Lahm C.E., Hofman G.L. Experimental studies
of U-Pu-Zr fast reactor fuel pins in EBR-II (Experimental Breeder Reactor-II). Metallurgical
Transactions A (Physical Metallurgy and Materials Science), 1990, vol. 21A,
no. 7, pp. 1863–1870.
20. Keiser D.D. The Development of FCCI Zones in Irradiated U-Zr and
U-Pu-Zr Fuel Elements with Stainless Steel Cladding. In: Nuclear Reactors,
Nuclear Fusion and Fusion Engineering. Ed. Aasen A. and Olsson P. New York:
Nova Science Publishers, 2009. 484 p.
21. Keiser D.D. Fuel-cladding Interaction Layers in Irradiated U-Zr and
U-Pu-Zr Fuel Elements. Report of Argonne National Laboratory ANL-NT-240,
2006.
22. Carmack W.J. Temperature and Burnup Correlated FCCI in U-10Zr
Metallic Fuel. Idaho National Laboratory, 2012. 150 p. DOI:
10.2172/1055966.
23. Hayes S.L. SAFE: A Computer Code for the Steady State and Transient
Thermal Analysis of LMR Fuel Elements. Report of Argonne National Laboratory
ANL-IFR-221, 1993, 80 p.
24. Kim Y.S., Hofman G.L., Wiencek T., O’Hare E., Fortner J., Ogata T.
Lanthanide fission product migration in U-Zr alloy fuel. Proceedings of
ICAPP. Nice, France, 2011, Paper 11220, pp. 2366–2372.
25. Kim Y.S., Hofman G.L., Yacout A.M. Migration of minor actinides and
lanthanides in fast reactor metallic fuel. Journal of Nuclear Materials,
2009, vol. 392, pp. 164–170.
