EDN: LQUMVS
Авторы
Поролло С.И., Иванов А.А., Шулепин С.В.
Организация
Акционерное общество «Государственный научный центр Российской Федерации – Физико-энергетический институт имени А.И. Лейпунского»
Поролло С.И. – ведущий научный сотрудник. Контакты: 249033, Калужская область, Обнинск, пл. Бондаренко, д. 1. Тел.: (484) 399-70-00 (доб. 87-08); e-mail: Адрес электронной почты защищен от спам-ботов. Для просмотра адреса в браузере должен быть включен Javascript..
Иванов А.А. – начальник лаборатории.
Шулепин С.В. – начальник департамента.
Аннотация
Проведены послереакторные исследования твэлов экспериментальных ТВС с диоксидным урановым топливом после облучения в реакторе БН-600 до максимального выгорания 11,5 % т.а. Исследованные сборки имели штатную конструкцию и состояли из шестигранного чехла, изготовленного из ферритно-мартенситной стали ЭП-450, и пучка из 127 твэлов с оболочками размером 6,9×0,4 мм из аустенитной стали ЧС-68 в холоднодеформированном на 20 % состоянии. Облучение экспериментальных ТВС в активной зоне реактора БН-600 проводилось с 12 по 19 микрокампанию. Длительность облучения изменялась от 311 до 542 эффективных суток. Установлено, что в результате облучения происходит перестройка исходной структуры топливной втулки с образованием зоны столбчатых кристаллов и изменением размера центрального отверстия. На большей части длины активной зоны диаметр центрального отверстия втулок увеличился, но на верхней и нижней частях активной зоны диаметр центрального отверстия был ниже исходного. Подобный характер изменения аксиального изменения размера центрального отверстия является характерным признаком осевого массопереноса топлива. Распухание диоксида урана приводит к увеличению диаметра топливных втулок в центральной части активной зоны, но величина зазора между топливом и оболочкой при этом не снижается из-за вакансионного распухания оболочки. В верхних частях твэлов зазор между топливом и оболочкой близок к исходному. Состояние топливного сердечника твэлов после достижения максимального выгорания при линейных нагрузках твэлов в начальный период облучения 47,7–52,0 кВт/см является удовлетворительным. Для повышения ресурса работы твэлов необходимо повысить радиационную стойкость материала оболочек твэлов, в первую очередь обеспечив необходимый запас прочностных свойств материала оболочки твэла при высоких уровнях выгорания и повреждающих доз.
Ключевые слова
диоксид урана, оболочка твэла, распухание, продукты деления, выгорание, быстрый реактор, микроструктура, активная зона, повреждающая доза, нейтронное облучение
Полная версия статьи (PDF)
Список литературы
- Петров А.Ю., Шутиков А.В., Пономарев-Степной Н.Н., Беззубцев В.С., Баканов М.В., Троянов В.М. Перспективы создания двухкомпонентной ядерной энергетической системы. Известия вузов. Ядерная энергетика, 2019, № 2, с. 5–13.
- Тузов А.А., Троянов В.М., Гулевич А.В., Гурская О.С., Декусар В.М., Мосеев А.Л., Симоненко В.А. Квопросу о начальном этапе замыкания ЯТЦ двухкомпонентной ядерной энергетики России. Атомная энергия, 2022, т. 133, вып. 2, с. 71–76.
- Vasilyev B.A., Zverev D.L., Yershov V.N., Kalyakin S.G., Poplavskiy V.M., Rachkov V.I., Saraev O.M. Development of fast sodium reactor technology in the Russian Federation. Proc. of the International Conference “Fast Reactor Related Fuel Cycles: Safe Technologies and Sustainable Scenarios”. Paris, France, March 4–7, 2013,vol. 1, pp. 249–264.
- Дмитриев В.Д., Поролло С.И., Воробьев А.Н., Бибилашвили Ю.К., Головнин И.С., Романеев В.В. Исследование распухания и механических свойств оболочек твэлов из стали 06Х16Н15М2Г2ТФР после облучения в реакторе БН-600 до повреждающей дозы 87,5 сна. Труды Международной конференции по радиационному материаловедению. Алушта, 1990, т. 3, с. 49–55.
- Porollo S.I., Vorobyev A.N. and Shulepin S.V. Post-irradiation examination of Ti or Nb stabilized austenitic steels irradiated as BN-600 reactor fuel pin claddings up to 87 dpa. Proc. of a Technical Committee Meeting “Influence of high dose irradiation on core structural and fuel materials in advanced reactor”. Obninsk, Russia, IAEA-TEXDOC-1039, 1998, pp. 145–151.
- Porollo S.I., Konobeev Yu.V., Garner F.A. Swelling and microstructure of austenitic stainless steel ChS-68 CW after high dose neutron irradiation. Journal of Nuclear Materials, 2009, vol. 393, pp. 61–66.
- Поролло С.И., Конобеев Ю.В., Шулепин С.В. Анализ поведения оболочек твэлов из стали 0Х16Н15М3БР при высоком выгорании топлива. Атомная энергия, 2009, т. 106, вып. 4, с. 188–195.
- Поролло С.И., Шулепин С.В., Дворяшин А.М., Конобеев Ю.В., Забудько Л.М. Результаты исследования твэлов БН-600, облученных в активной зоне первого типа. Атомная энергия, 2015, т. 118, вып. 6, с. 313–320.
- Дмитриев В.Д., Поролло С.И., Агеев В.С., Целищев А.В., Романеев В.В. Электронно-микроскопические исследования аустенитной нержавеющей стали 06Х16Н15М2Г2ТФР в холоднодеформированном состоянии, облученной повреждающими дозами до 87 сна в реакторе БН-600. Труды Международной конференции по радиационному материаловедению. Алушта, 1990, т. 3, с. 56–65.
- Porollo S.I., Vorobjev A.N., Konobeev Yu.V., Dvoriashin A.M., Krigan V.M., Budylkin N.I., Mironova E.G., Garner F.A. Swelling and Void-induced Embrittlement of Austenitic Stainless Steel Irradiated to 75—81 dpa at 335—360 °C. Journal of Nuclear Materials, 1998, vol. 258–263, pp. 1613–1617.
- Parrish R., Aitkaliyeva A. A review of microstructural features in fast reactor mixed oxide fuels. Journal of Nuclear Materials, 2018, vol. 510, pp. 644–660.
- Karahan A., Buongiorno J. Modeling of thermo-mechanical and irradiation behavior of mixed oxide fuel for sodium fast reactors. Journal of Nuclear Materials, 2010, vol. 396, pp. 272–282.
- Uwaba T., Ito M., Maeda K. Diametral strain of fast reactor MOX fuel hins with austenitic stainless steel cladding irradiated to high burnup. Journal of Nuclear Materials, 2011, vol. 416, pp. 350–357.
- Maeda K., Katsuyama K., Ikusawa Y., Maeda S. Short-term irradiation behavior of low-density americium-dopped uranium-plutonium mixed oxide fuel irradiated in a fast reactor. Journal of Nuclear Materials, 2011, vol. 416, pp. 158–165.
- Teague M., Gorman B., King J., Porter D., Hayes S. Microstructural characterization of high burn-up mixed oxide fast reactor fuel. Journal of Nuclear Materials, 2013, vol. 441, pp. 267–273.
- Jayaraj V., Thirunavukkarasu S., Anandaraj V. et al. Evaluation of Fuel-Clad Chamical Interaction in PFBR MOX test fuel pins. Journal of Nuclear Materials, 2018, vol. 509, pp. 94–101.
- Крюков Ф.Н. Формирование структуры высоковыгоревшего топлива в тепловыделяющих элементах ядерных реакторов: обзор. Димитровград: АО «ГНЦ НИИАР», 2020, 68 с.
- Verbeek P., Tobbl H., Hoppe N., Steinmetz B. Liquid-metal Fast Breeder Reactor Fuel Rod Performance and Modeling at High Burrnup. Nucl. Technology, 1978, vol. 19, pp. 167–185.
- 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.
- Venkiteswaran C.N., Jayaraj V.V., Ojha B.K. et al. Irradiation performance of PFBR MOX fuel after 112 GWd/t burn-up. Journal of Nuclear Materials, 2014, vol. 449, pp. 31–38.
УДК 621.039.531
Вопросы атомной науки и техники. Cерия: Ядерно-реакторные константы, 2026, выпуск 2, с. 171–179
