Работы по созданию перспективного ядерного топлива в нии нпо «луч» И. И. Федик, Е. К. Дьяков, В. П. Денискин, А. С. Черников, Ш. Т. Тухватулин. Фгуп «нии нпо



страница1/4
Дата31.07.2017
Размер0,55 Mb.
  1   2   3   4
Работы по созданию перспективного ядерного топлива в НИИ НПО «ЛУЧ»
И.И. Федик, Е.К. Дьяков, В.П. Денискин, А.С. Черников, Ш.Т. Тухватулин.

ФГУП «НИИ НПО «ЛУЧ», г. Подольск, Московской обл.
Основным ядерным топливом атомных станций является диоксид урана. Более широкий спектр различных видов топлива использовался для ядерных энергодвигательных установок и исследовательских реакторов (карбиды и нитриды урана, «керметное» топливо, интерметаллиды урана и др.). Ужесточение требований к безопасности ядерных реакторов, накладывает и дополнительные требования к ядерному топливу. Повышение ресурса работы и выгорания топливных элементов, увеличение теплопроводности и пластичности топлива, уменьшение выхода продуктов деления становятся на один уровень с требованиями технологичности и экономичности топлива. Практическая реализация реакторов на быстрых нейтронах и реакторов малой и средней мощности также приводит к дополнительным требованиям к разрабатываемому ядерному топливу. Необходимо обеспечить увеличение глубины выгорания в 1,5 - 2 раза по сравнению с достигнутыми уровнями, уверенное удержание продуктов деления внутри твэлов, надежную работу топлива при достаточно высоких температурах.

Из разработок ФГУП «НИИ НПО «ЛУЧ» к такому перспективному топливу можно отнести:

- «керметное» топливо (микрочастицы диоксида урана в циркониевой матрице)- для реакторов малой и средней мощности и исследовательских реакторов;

- нитридное и карбонитридное топливо - для реакторов на быстрых нейтронах, ядерных энергетических и энергодвигательных установок различного назначения.

Кроме этого, в ФГУП «НИИ НПО «ЛУЧ» в кооперации с рядом других предприятий получены весьма обнадеживающие результаты по использованию наноматериалов для улучшения свойств ядерного топлива.
Керметный твэл на основе микротоплива [1].

К началу 1990-х годов в России насчитывалось более 40 в различной степени проработанных реакторных установок малой мощности (РУММ, тепловая мощность меньше 500 МВт), в том числе и с керметным топливом. Основные эксплуатационные характеристики РУММ в значительной степени определяются твэлами. Поэтому для РУММ новое поколение керметных твэлов должно иметь большую «ураноемкость» (большую удельную загрузку по ядерному топливу), повышенные эксплуатационные характеристики (прежде всего по выгоранию и геометрической стабильности) и надежность. Использование ядерного топлива обогащением меньше 20% по урану 235 обеспечивает возможность экспорта РУММ с таким топливом.



Разрабатываемый в ФГУП « НИИ НПО «ЛУЧ» керметный твэл отличается от твэла с керамическим топливом и известных твэлов дисперсионного типа тем, что (см. рис.1):

(а) керметный топливный сердечник имеет матричную структуру, исключающую контакты между топливными частицами размером 350-500 мкм, объемная доля ядерного топлива в композиции может быть доведена до 70-75 %;

(б) в качестве материала матрицы используется сплав на основе циркония;

(в) между оболочкой и сердечником располагается подслой из материала типа силумин, обеспечивающий тепловой контакт с оболочкой твэла, изготовленной по штатной заводской технологии.

Результаты ранее проведенных послереакторных исследований керметных твэлов на основе микротоплива показали, что при выгорании до ~ 120 МВт сут/кг U) твэлы имеют запас по ресурсу и способны обеспечить более глубокое выгорание. За время облучения в реакторе МИР (НИААР) с ноября 1997 г по 2003 г прототипов экспериментальных твэлов с керметным топливом (UO2 – сплав Zr) достигнуто выгорание 65 МВт.сут/кг U. Объемная доля диоксида урана в композиции составляет 75 %. Все облученные твэлы сохранили герметичность. В ФГУП «НИИ НПО «ЛУЧ» разработана лабораторная технология изготовления таких твэлов на основе микротоплива и, с участием ЦНИИЛ ОАО «МСЗ» (Электросталь), ведется работа по созданию промышленной технологии производства керметного топлива.



Нитридное и карбонитридное топливо [2,3,4,5]

Обычно, когда мы говорим о нитридном топливе, мы подразумеваем мононитрид урана (UN) и/или мононитрид плутония (PuN). Преимущества мононитрида урана перед диоксидом урана очевидны (таблица 1). Несмотря на повышенный захват нейтронов за счет 14N, нитридное топливо считается топливом будущего. Особенно для реакторов на быстрых нейтронах. Основное ограничение в применении нитридов – их низкая термическая стойкость (разлагаются при температуре более 16000С).

В ФГУП «НИИ НПО «ЛУЧ» во второй половине 80-х было синтезирован циркониевый карбонитрид урана - U-Zr-C-N (КНТ). В карбонитриде цирконий стабилизирует фазовый состав, углерод блокирует относительно низкотемпературную диссоциацию – бич мононитридного топлива.

КНТ по практически всем теплофизическим параметрам превосходит диоксид урана (таблица 1), проигрывая ему по психологической привычности и объему реакторных исследований. К сожалению, работа с КНТ началась в период свертывания советской программы космической ядерной энергетики, поэтому в условиях недостаточного финансирования представительные реакторные испытания КНТ не проводились.

Таблица 1

Некоторые характеристики различных видов ядерного топлива [3].




Материал

UO2

W - UO2 (кермет)

U-Zr-C-N (КНТ)

UN

Содержание урана, г/см3

9,7

7,5

12,8

13,5

Предел прочности sсж, МПа

500

 -

1500

1950

Модуль упругости Е, ГПа

180

240

280

210

Коэффициент теплопроводности, Вт/мК (Т=2000К)

2,0

42

32

26

Давление пара урана при 2100 К, Па

0,13

~ 0

0,004

0,027

Объемное распухание, %/% выгорания (Т=2000 К)

3-6

1

0,8-2

0,6-1,5

Теплоемкость, Дж/г×К

0,32

(Т=273-1473К) 0,35 (Т=1800 К)



0,25

(Т=300 К)



0,28-0,3

4500 (Т=3000К)

0,23

0,25

Каталог: files -> sa21
files -> Литература О. Николенко п. 1 читать, п. 2-4 конспект; читать Педро Кальдерон "Життя-це сон"
files -> I. Демографическая ситуация
files -> Система ведения овцеводства в крестьянско-фермерских и личных хозяйствах населения
files -> Информация о подготовке ко Дню правовой помощи
sa21 -> Состояние и перспектива добычи и переработки урановых руд стрельцовской группы месторождений
sa21 -> Г. М. Заборцев 2, А. Б. Александров 3, А. Л. Хлытин 3 1 ОАО «Новосибирский «внипиэт», 2 ООО нпц «эйдос», Новосибирск, 3 ОАО «нзхк», Новосибирск Задача
sa21 -> Никиэт. Инновационные проекты ядерных реакторов
sa21 -> Новые эффективные катализаторы на основе оксидов обедненного урана


Поделитесь с Вашими друзьями:
  1   2   3   4


База данных защищена авторским правом ©grazit.ru 2019
обратиться к администрации

войти | регистрация
    Главная страница


загрузить материал