EA033850B1 - Method for producing dispersion-type fuel element and fuel pellets based thereon - Google Patents

Abstract

The invention relates to nuclear power engineering, particularly to dispersion-type fuel elements for research and power producing reactors, in which fuel is uniformly distributed in a matrix of non-fissionable material. The method for producing a dispersion-type fuel element consists in the fact that a bimetal bar is obtained by pressing a rod of uranium metal placed in a zirconium envelope, and the bar is divided in parts. Then the obtained parts are combined in an assembly, the assembly is pressed and multi-fiber bar is obtained. Operations of division and consolidation of the parts of a multi-fiber bar in the assembly with subsequent pressing are carried out to obtain a required number of fibers with providing a preset volume ratio of the fuel phase. Then the fuel element is calibrated to a required cross-section area and after calibration, thermal treatment is performed in vacuum environment at a temperature of uranium presence in γ-phase with subsequent cooling. The time of thermal treatment t is determined from the ratiowhere S is cross-section area of fuel element core, Vis volume ratio of fuel phase, N is number of fuel fibers, K is diffusion coefficient of uranium in zirconium. The fuel elements are used as a base to produce fuel pellets, for which purpose the obtained fuel element is cut along the diameter to parts which are then processed to the preset size.

Description

I. Область техники, к которой относится изобретениеI. The technical field to which the invention relates.

Изобретение относится к ядерной энергетике, в частности к дисперсионным тепловыделяющим элементам (твэлам) для исследовательских и энергетических реакторов, в которых топливо равномерно распределено в матрице из неделящегося материала.The invention relates to nuclear energy, in particular to dispersive fuel elements (fuel elements) for research and power reactors in which fuel is evenly distributed in a matrix of non-fissile material.

II. Предшествующий уровень техникиII. State of the art

Конструктивно основными элементами дисперсионных твэлов являются сердечник и оболочка, в которую заключён сердечник. В дисперсионных твэлах сердечник представляет собой композицию из частиц делящихся (топливных) материалов, которые равномерно распределены в матрице из неделящихся материалов.Structurally, the main elements of dispersion fuel elements are the core and the cladding in which the core is enclosed. In dispersion fuel elements, the core is a composition of particles of fissile (fuel) materials that are evenly distributed in a matrix of non-fissile materials.

Дисперсионные твэлы должны удовлетворять требованиям теплопроводности, прочности, размерной стабильности и высокой степени выгорания топливного материала при наименьшем распухании, чему в немалой степени способствует равномерность распределения делящегося материала в сердечнике.Dispersion fuel elements must satisfy the requirements of thermal conductivity, strength, dimensional stability and a high degree of burnout of the fuel material with the least swelling, which to a large extent contributes to the uniform distribution of fissile material in the core.

Известен способ дисперсионного изготовления твэла (RU №2374705, МПК G21C21/02, опубл. 27.11.2009), согласно которому в оболочку твэла помещают соответствующую долю матрицы, нагревают до расплава и подают в расплав недостающую долю делящегося материала в виде крупки при постоянном вибрировании. Образуется дисперсионная композиция. Однако, структура делящегося материала в виде крупки неоднородна, что приводит к локальным перегревам, распуханию и деформации твэла.A known method of the dispersion manufacture of a fuel rod (RU No. 2374705, IPC G21C21 / 02, publ. 11/27/2009), according to which the corresponding portion of the matrix is placed in the cladding of the fuel rod, heated to melt and the missing fraction of fissile material is fed into the melt in the form of grains with constant vibration. A dispersion composition is formed. However, the structure of the fissile material in the form of grains is heterogeneous, which leads to local overheating, swelling and deformation of the fuel element.

Другой известный способ изготовления твэлов основан на центробежном литье делящегося материала и матрицы (Н.Н. Белаш и др. Кинетика распределения углерода и легирующих элементов в уране и его сплавах при центробежном литье /Вопросы атомной науки и техники. Серия: Физика радиационных повреждений и радиационное материаловедение, 2002, вып.3, Харьков, с. 88-93). По этому способу топливные стержни мерной длины помещали в герметизированные циркониевые ампулы. Центробежным литьём обеспечивалось сцепление топлива с оболочкой топливной секции. Топливные секции помещали в циркониевую оболочку, а зазор заполняли силумином, легированным никелем. К преимуществам этого способа относится обеспечение очистки изделий от примесей (в том числе привнесённых), возможность получать заданную геометрическую форму без дополнительной механической обработки, формировать необходимую структуру материала, регулируя процесс кристаллизации, а также появляется возможность проводить легирование обрабатываемого материала за счет растворения материала формы. При этом имеет место неравномерность распределения урана от центра к периферии.Another known method for the manufacture of fuel rods is based on centrifugal casting of fissile material and matrix (NN Belash et al. Kinetics of the distribution of carbon and alloying elements in uranium and its alloys during centrifugal casting / Issues of atomic science and technology. Series: Physics of radiation damage and radiation Materials Science, 2002, issue 3, Kharkov, pp. 88-93). According to this method, fuel rods of measured length were placed in sealed zirconium ampoules. Centrifugal casting ensured adhesion of the fuel to the shell of the fuel section. Fuel sections were placed in a zirconium shell, and the gap was filled with nickel-doped silumin. The advantages of this method include the provision of cleaning products from impurities (including those introduced), the ability to obtain a given geometric shape without additional mechanical processing, to form the necessary structure of the material by regulating the crystallization process, and it also becomes possible to alloy the material being processed by dissolving the mold material. In this case, there is an uneven distribution of uranium from the center to the periphery.

К недостаткам методов изготовления дисперсионных твэлов, связанных с плавкой и литьём, можно отнести неравномерность распределения топливных частиц с возможностью образования сгустков (слипаний) и пор между ними. Поэтому для получения равномерности распределения необходимо несколько переплавок. Кроме того, материал матрицы имеет относительно невысокую прочность, ввиду того, что находится в литом состоянии, в котором прочность металлов значительно ниже, чем в деформированном. Очевидно также, что всякого рода дефекты, возникающие при затвердевании материала матрицы (усадочные раковины, неслитины, газовые включения, ликвации, трещины), негативно влияют на прочность и теплопроводность сердечника и твэла в целом. Кроме того, наличие частиц топлива с размерами большими длины свободного пробега осколков деления приводит к снижению прочности и теплопроводности твэла из-за накапливания в них продуктов деления.The disadvantages of the manufacturing methods of dispersion fuel rods associated with melting and casting include the uneven distribution of fuel particles with the possibility of clots (sticking) and pores between them. Therefore, to obtain uniform distribution, several remelting is necessary. In addition, the matrix material has a relatively low strength, due to the fact that it is in a cast state, in which the strength of metals is much lower than in the deformed one. It is also obvious that all sorts of defects that occur during the hardening of the matrix material (shrink shells, neslitins, gas inclusions, segregations, cracks) adversely affect the strength and thermal conductivity of the core and the fuel rod as a whole. In addition, the presence of fuel particles with sizes larger than the mean free path of fission fragments leads to a decrease in the strength and thermal conductivity of a fuel rod due to the accumulation of fission products in them.

Известен дисперсионный твэл, имеющий внутри оболочки твэла топливный сердечник из дисперсионной композиции урансодержащих частиц и сплава алюминия, в которой объемное содержание урансодержащих частиц составляет до 45%, размер урансодержащих частиц составляет от 63 до 315 мкм. Оболочка и сердечник имеют диффузионное сцепление между собой, полученное при изготовлении твэла методом совместного выдавливания через формирующую матрицу составной цилиндрической заготовки, состоящей из топливного сердечника, заглушек и оболочки (патент RU№ 2267175, МПК G21C3/32, G21C3/02, опубл. 27.05.2005).A dispersion fuel element is known having a fuel core from a dispersion composition of uranium-containing particles and an aluminum alloy inside the fuel cladding, in which the volume content of uranium-containing particles is up to 45%, and the size of the uranium-containing particles is from 63 to 315 microns. The shell and core have diffusion bonding between themselves, obtained in the manufacture of a fuel rod by the method of joint extrusion through the forming matrix of a composite cylindrical billet consisting of a fuel core, plugs and shell (patent RU№ 2267175, IPC G21C3 / 32, G21C3 / 02, publ. 27.05. 2005).

Недостатком этого твэла является то, что в нём независимо от содержания объёмной доли топливной фазы, распределение топливных частиц, имеющих различные формы и размеры по сечениям сердечника, происходит случайно (хаотично), так как сердечник формируется путём смешения топливных частиц. Соприкосновение топливных частиц, а также смыкание повреждённых зон, где локализуются продукты деления, приводит к снижению прочности матрицы, образованию теплового барьера, снижающего теплопередачу от топливных частиц к оболочке, что приводит к локальному повышению температуры (перегреву) и, вследствие этого, к снижению ресурса работы твэла.The disadvantage of this fuel element is that, regardless of the content of the volume fraction of the fuel phase, the distribution of fuel particles having different shapes and sizes along the core cross sections occurs randomly (randomly), since the core is formed by mixing the fuel particles. The contact of fuel particles, as well as the closure of damaged areas where fission products are localized, leads to a decrease in matrix strength, the formation of a thermal barrier that reduces heat transfer from fuel particles to the shell, which leads to a local temperature increase (overheating) and, consequently, a decrease in resource the work of the fuel rod.

Изготовление таких дисперсионных твэлов достаточно сложно и трудоемко.The manufacture of such dispersion fuel elements is quite difficult and time-consuming.

Наиболее близким по технической сущности и достигаемому при использовании изобретения техническому результату - прототипом заявляемому изобретению является способ изготовления твэла по евразийскому патенту №027036 (опубл. 30.06.2017, МПК G21C 3/02, G21C 21/02), согласно которому осуществляют обжатие в металлической оболочке стержня из металлического урана, последующее деление полученного биметаллического прутка на части, сборку полученных частей в герметичную обойму с последующим её обжатием, делением полученного многоволоконного прутка с равномерным распределением заданного числа волокон по сечению, а также калибровку до получения требуемого сечения при обеспечении заданной объемной доли топливной фазы V_f. Способ обеспечивает достаточную прочность,The closest in technical essence and the technical result achieved by using the invention — the prototype of the claimed invention — is a method for manufacturing a fuel rod according to the Eurasian patent No. 027036 (published on 06/30/2017, IPC G21C 3/02, G21C 21/02), according to which compression is performed in metal the shell of the rod of metal uranium, the subsequent division of the obtained bimetallic bar into parts, the assembly of the obtained parts in a sealed holder, followed by its compression, dividing the resulting multi-fiber rod with uniform distribution of a given number of fibers over the cross section, as well as calibration to obtain the desired cross section while ensuring a given volume fraction of the fuel phase V _f . The method provides sufficient strength,

- 1 033850 теплопроводность и относительную равномерность распределения топлива в сердечнике твэла.- 1,033,850 thermal conductivity and relative uniformity of fuel distribution in the core of a fuel rod.

Однако в твэле, полученном по известному способу, наличие границ между всеми составляющими твэла, а именно: между оболочкой и сердечником, оболочками соседних волокон, между самим волокном и его оболочкой уменьшает теплопроводность твэла, а также возможные расслоения и неравномерности сцепления между ними не только уменьшают теплопроводность, но и снижают прочность твэла.However, in a fuel element obtained by a known method, the presence of boundaries between all components of a fuel element, namely: between the cladding and the core, cladding of adjacent fibers, between the fiber itself and its cladding, reduces the thermal conductivity of the fuel element, as well as possible delamination and uneven adhesion between them not only reduce thermal conductivity, but also reduce the strength of the fuel rod.

III. Раскрытие изобретенияIII. Disclosure of Invention

Задача изобретения состояла в том, чтобы устранить границы между составляющими твэла и более равномерно распределить металлический уран по объёму матрицы за счёт взаимной диффузии материалов топлива и матрицы по всему объёму сердечника и, тем самым, повысить теплопроводность и прочность твэла.The objective of the invention was to eliminate the boundaries between the components of the fuel rod and to more evenly distribute the metal uranium throughout the matrix due to the mutual diffusion of fuel materials and the matrix throughout the core, and thereby increase the thermal conductivity and strength of the fuel rod.

Для решения поставленной задачи и достижения при использовании изобретения технического результата в способе изготовления дисперсионного тепловыделяющего элемента, включающем получение биметаллического прутка путём обжатия стержня из металлического урана, заключённого в оболочку из циркония, деление его на части, объединение этих частей в сборку и обжатие сборки с получением многоволоконного прутка, при этом операции деления и объединения частей многоволоконного прутка в сборку с последующим обжатием осуществляют до получения требуемого количества волокон при обеспечении заданной объёмной доли топливной фазы, после чего осуществляют калибровку твэла до требуемой площади поперечного сечения твэла, а затем согласно изобретению проводят термообработку твэла в вакуумной среде при температуре нахождения урана в γ-фазе с последующим охлаждением, при этом время термообработки t определяют из соотношения t>^, πΝΚ где S - площадь поперечного сечения сердечника твэла,To solve the problem and achieve, when using the invention, a technical result in a method for manufacturing a dispersion fuel element, including obtaining a bimetallic rod by crimping a rod of uranium metal enclosed in a zirconium shell, dividing it into parts, combining these parts into an assembly and crimping the assembly to obtain multi-fiber rod, while the operations of dividing and combining parts of a multi-fiber rod into an assembly with subsequent compression is carried out to obtain the desired number of fibers while ensuring a given volume fraction of the fuel phase, after which the fuel elements are calibrated to the required cross-sectional area of the fuel element, and then, according to the invention, the fuel element is heat treated in a vacuum medium at a temperature of uranium in the γ phase, followed by cooling, while the heat treatment time t determined from the relation t> ^, πΝΚ where S is the cross-sectional area of the fuel core core,

V_f- объёмная доля топливной фазы,V _f - volume fraction of the fuel phase,

N - количество волокон,N is the number of fibers

K - коэффициент диффузии урана в цирконии с учётом энергии активации.K is the diffusion coefficient of uranium in zirconium, taking into account the activation energy.

Охлаждение твэла можно осуществлять со скоростью (30-50)°С/ч, то есть вместе охлаждением печи, что позволяет улучшить радиационную стойкость.The cooling of the fuel rod can be carried out at a speed of (30-50) ° C / h, that is, together with the cooling of the furnace, which allows to improve radiation resistance.

Для изготовления топливных таблеток полученный твэл делят на части, которые обрабатывают до заданного размера, например, шлифовкой. Полученные таким образом топливные таблетки обеспечивают низкое распухание, и их можно использовать, например, для формирования сердечника стержневых твэлов контейнерного типа, которые используются в реакторе на быстрых нейтронах.For the manufacture of fuel pellets, the fuel rod obtained is divided into parts that are processed to a predetermined size, for example, by grinding. The fuel pellets thus obtained provide low swelling and can be used, for example, to form the core of container-type rod fuel rods, which are used in a fast neutron reactor.

Для изготовления твэла по предложенному способу, как и в прототипе, целесообразно использовать в качестве материала матрицы цирконий или его сплавы и металлический уран - в качестве делящегося материала. Цирконий, как матричный материал способствует удержанию продуктов деления в эксплуатационных режимах и переходных процессах, поскольку цирконий имеет свойства геттера. Уран, закалённый из β-фазы, имеет мелкозернистую структуру, что позволяет получать тонкие топливные волокна за меньшее число циклов экструзии. Многократное обжатие в циркониевой оболочке стержня из металлического урана, многоволоконных прутков между собой и оболочкой обеспечивает надёжный контакт по поверхностям и создаёт условия для диффузии в процессе заключительной термообработки твэла.For the manufacture of a fuel rod according to the proposed method, as in the prototype, it is advisable to use zirconium or its alloys and metal uranium as a fissile material as a matrix material. Zirconium, as a matrix material, contributes to the retention of fission products in operating conditions and transients, since zirconium has getter properties. Uranium quenched from the β-phase has a fine-grained structure, which makes it possible to obtain fine fuel fibers in fewer extrusion cycles. Multiple compression in a zirconia cladding of a rod of metal uranium, multifilament rods between themselves and the cladding provides reliable contact over the surfaces and creates conditions for diffusion during the final heat treatment of the fuel rod.

Нами было установлено, что термообработка твэла на заключительном этапе после калибровки твэла в течение заявленного времени в вакуумной среде (для снижения неконтролируемого окисления поверхностей) при температуре нахождения урана в γ-фазе позволяет осуществить диффузию урана из тонких волокон в цирконий, то есть равномерно распределить материал топлива в матрице и тем самым произвести упрочнение циркония ураном.We found that heat treatment of the fuel rod at the final stage after calibrating the fuel rod for the declared time in a vacuum medium (to reduce uncontrolled surface oxidation) at the temperature of the uranium in the γ phase allows the diffusion of uranium from thin fibers to zirconium, that is, to evenly distribute the material fuel in the matrix and thereby harden zirconium with uranium.

Благодаря диффузии формируется теплопроводная и равнопрочная структура твэла за счёт «размывания» границ между топливными волокнами и их оболочками 1, соседними оболочками топливных волокон 2, сердечником и наружной оболочкой 3 (фиг. 1 и фиг. 2). Так, устранение границы в системе: граница, например, в виде расслоения толщиной 0,1 мкм между оболочками волокон и цирконий толщиной 100 мкм повышает теплопроводность системы в два раза, так как теплопроводности составляющих системы сравнимы.Due to diffusion, a heat-conducting and equal-strength fuel structure is formed due to the “erosion” of the boundaries between the fuel fibers and their claddings 1, adjacent claddings of the fuel fibers 2, core and outer cladding 3 (Fig. 1 and Fig. 2). Thus, the elimination of the boundary in the system: the boundary, for example, in the form of delamination with a thickness of 0.1 μm between the shells of fibers and zirconium with a thickness of 100 μm increases the thermal conductivity of the system twice, since the thermal conductivity of the components of the system are comparable.

Такая структура не подвержена радиационному росту и обладает удовлетворительным сопротивлением газовому распуханию при повышенном выгорании за счёт урана диффузионно распределённого (размытого) из волокон по матрице. В данном случае размеры диффундировавшего в матрицу урана меньше или соизмеримы с длиной свободного пробега продуктов деления, поэтому эффективней осуществляется диффузия продуктов распада в менее плотную матрицу (геттер). Известно также, что равномерное распределение урана приводит к повышению допустимого выгорания в твэле почти в два раза и снижению отношения скорости выхода осколков деления к скорости их образования на несколько порядков. Кроме того известно, что термообработка металла при высокой температуре позволяет залечить несплошности, например, трещины под действием локальных сжимающих усилий в ее вершине, создаваемых в результате нагрева материала.Such a structure is not subject to radiation growth and has a satisfactory resistance to gas swelling with increased burnup due to uranium diffusely distributed (washed out) from the fibers along the matrix. In this case, the dimensions of the uranium diffused into the matrix are smaller or comparable with the mean free path of fission products, therefore, the diffusion of decay products into a less dense matrix (getter) is more efficient. It is also known that a uniform distribution of uranium leads to an almost twofold increase in the allowable burnup in a fuel rod and a decrease in the ratio of the rate of exit of fission fragments to the rate of their formation by several orders of magnitude. In addition, it is known that heat treatment of metal at high temperature allows healing of discontinuities, for example, cracks under the action of local compressive forces at its apex, created as a result of heating of the material.

- 2 033850- 2 033850

Предлагаемый способ практически реализует бестигельную плавку, которая позволяет сформировать цельнометаллический твэл с легированным сердечником при отсутствии границ между составляющими твэла и равномерно распределённым металлическим ураном по объёму циркониевой матрицы, а также обеспечивает отсутствие привносимых примесей, которые неизбежны при легировании в тигле.The proposed method practically implements crucible-free melting, which allows the formation of an all-metal fuel element with a doped core in the absence of boundaries between the components of the fuel element and uniformly distributed metal uranium throughout the volume of the zirconium matrix, and also ensures the absence of introduced impurities that are inevitable when alloyed in a crucible.

IV. Краткий перечень фигур графических изображенийIV. Short list of figures of graphic images

Сущность изобретения иллюстрируется фигурами графических изображений.The invention is illustrated by figures of graphic images.

На фиг. 1 показан шлиф твэла, содержащего 133 топливных волокна, до проведения операции термообработки.In FIG. 1 shows a thin section of a fuel rod containing 133 fuel fibers prior to the heat treatment operation.

На фиг. 2 приведен шлиф твэла, содержащего 133 топливных волокна, после проведения термообработки в соответствии с заявленным изобретением.In FIG. 2 shows a thin section of a fuel rod containing 133 fuel fibers, after heat treatment in accordance with the claimed invention.

На фиг. 2а и 2б приведены фрагменты шлифа твэла, показанного на фиг. 2, с различной степенью увеличения.In FIG. 2a and 2b are fragments of a thin section of a fuel rod shown in FIG. 2, with varying degrees of magnification.

На фиг. 3 приведён шлиф таблетки и увеличенный фрагмент шлифа, на котором хорошо видна сетчатая структура таблетки.In FIG. Figure 3 shows the thin section of the tablet and an enlarged fragment of the thin section on which the mesh structure of the tablet is clearly visible.

V. Сведения, подтверждающие возможность осуществления изобретенияV. Information confirming the possibility of carrying out the invention

Для изготовления твэла с заданным поперечным сечением 4,15 мм² и долей топливной фазы V_f = 0,1 из металлического урана, закалённого из β-фазы с обогащением до 20% по изотопу U²³⁵ заключают в герметичную оболочку из сплава циркония Э110. При этом полученная и последующие сборки должны соответствовать заданному значению топливной фазы. Сборку выдавливают через фильеру. Затем полученный биметаллический пруток делят на части. Из них комплектуют сборку из 7 частей (прутков), которую также выдавливают через фильеру, получая семиволоконный пруток. При этом каждое из волокон заключено в оболочку из сплава циркония, а оболочки соседних урановых волокон диффузионно связаны между собой. Пруток снова делят на части, из которых комплектуют следующую сборку из 19 частей, помещают в циркониевую оболочку, герметизируют и снова выдавливают через фильеру, получая пруток, содержащий оболочку с заключённым в ней сердечником из 133 урановых волокон, каждое из которых находится в своей оболочке. Волочением осуществляют калибровку твэла до требуемого размера сечения твэла (4,15 мм² при диаметре прутка 2,3 мм и S = 2,84мм²).For the manufacture of a fuel element with a given cross-section of 4.15 mm ² and a fraction of the fuel phase V _f = 0.1 from uranium metal quenched from the β phase with enrichment of up to 20% in the U ²³⁵ isotope, they are enclosed in an airtight shell made of Е110 zirconium alloy. At the same time, the resulting and subsequent assemblies should correspond to a given value of the fuel phase. The assembly is extruded through a die. Then the obtained bimetallic bar is divided into parts. Of these, an assembly of 7 parts (rods) is completed, which is also extruded through a die to obtain a seven-fiber rod. In addition, each of the fibers is enclosed in a zirconium alloy shell, and the shells of neighboring uranium fibers are diffusely coupled to each other. The rod is again divided into parts, of which the next assembly of 19 parts is completed, placed in a zirconium shell, sealed and squeezed out again through a die to obtain a rod containing a shell with a core made of 133 uranium fibers enclosed in it, each of which is in its own shell. By drawing, the fuel elements are calibrated to the required size of the fuel element cross section (4.15 mm ² with a bar diameter of 2.3 mm and S = 2.84 mm ² ).

После калибровки проводят термообработку заготовки твэла в вакуумной среде (для исключения окисления циркониевой оболочки) при температуре нахождения урана в γ-фазе, например при Т=1000°С в течение трёх часов с последующим охлаждением одновременно с печью, например, около суток при этом время термообработки t определяли из соотношенияAfter calibration, heat treatment of the fuel rod blank in a vacuum medium is carried out (to exclude the oxidation of the zirconium shell) at the temperature of the uranium in the γ phase, for example, at T = 1000 ° C for three hours, followed by cooling simultaneously with the furnace, for example, about a day at that heat treatment t was determined from the relation

4SVf ⁽¹>4SVf ⁽¹ >

где S - площадь поперечного сечения сердечника твэла,where S is the cross-sectional area of the core of the fuel rod,

V_f- объёмная доля топливной фазы,V _f - volume fraction of the fuel phase,

N - количество волокон,N is the number of fibers

K - коэффициент диффузии.K is the diffusion coefficient.

Для определения коэффициента K использовались данные из статьи (Л.В. Павлинов. Диффузия урана в цирконий. Атомная энергия, 1967, том 22, вып.4, стр.290-293).To determine the coefficient K, the data from the article were used (L. V. Pavlinov. Diffusion of uranium into zirconium. Atomic energy, 1967, volume 22, issue 4, pp. 290-293).

1399013990

К= 1,4 х 10’⁴е’~K = 1.4 x 10 ' ⁴ e' ~

При значениях S = 2,84мм², N = 133, V_f = 0,1 время термообработки составило t = 3 ч при температуре 1000°С с последующим охлаждением с печью в течение суток.At values of S = 2.84 mm ² , N = 133, V _f = 0.1, the heat treatment time was t = 3 hours at a temperature of 1000 ° C, followed by cooling with the furnace for a day.

В случае, когда N = 49 при одинаковых S и V_f, время термообработки при 1000°С будет около 8,5 ч, т.е. время термообработки будет меняться пропорционально числу топливных волокон. Таким образом, изменяя значения N, S и Vf можно получать твэлы с различными конструктивными параметрами, и особенно важно то, что это даёт возможность варьирования объёмной топливной фазой V_f в широких пределах вплоть до значения 0,75 (см. фиг. 3), например, при изготовлении топливных таблеток.In the case when N = 49 with the same S and V _f , the heat treatment time at 1000 ° C will be about 8.5 hours, i.e. the heat treatment time will vary in proportion to the number of fuel fibers. Thus, by changing the values of N, S and Vf, it is possible to obtain fuel elements with various design parameters, and it is especially important that this makes it possible to vary the volumetric fuel phase V _f over a wide range up to a value of 0.75 (see Fig. 3), for example, in the manufacture of fuel pellets.

В процессе термообработки по режиму в соответствии с предложенной зависимостью металлический уран из топливных волокон (см. фиг. 1) диффундирует в циркониевую матрицу, равномерно распределяясь по сечению сердечника (см. фиг. 2). На фиг. 1 хорошо видны границы соприкосновения циркониевых оболочек топливных волокон, которые практически полностью исчезают в процессе диффузии (см. фиг. 2). На фиг. 2а и 2б приведены фрагменты шлифа твэла, показанного на фиг. 2 с различной степенью увеличения. Из фиг. 2 видно, что границы между оболочкой и сердечником, между оболочками соседних волокон, между ураном и оболочками размыты. Сформировалась (фиг. 2б) мелкозернистая равномерная двухфазная разориентированная структура (α-Zr и UZr₂), которая существенно влияет на снижение радиационного роста.During the heat treatment according to the regime in accordance with the proposed dependence, metallic uranium from fuel fibers (see Fig. 1) diffuses into the zirconium matrix, uniformly distributed over the core cross section (see Fig. 2). In FIG. 1, the boundaries of contact between the zirconium shells of the fuel fibers, which almost completely disappear during diffusion, are clearly visible (see Fig. 2). In FIG. 2a and 2b are fragments of a thin section of a fuel rod shown in FIG. 2 with varying degrees of magnification. From FIG. Figure 2 shows that the boundaries between the shell and the core, between the shells of adjacent fibers, between uranium and the shells are blurred. A fine-grained uniform two-phase misoriented structure (α-Zr and UZr ₂ ) was formed (Fig. 2b), which significantly affects the decrease in radiation growth.

На основе полученного твэла можно изготовить топливные таблетки, которые обеспечивают низкое распухание (например, для реакторов на быстрых нейтронах, для судовых реакторов с Vf = 0,75), путём резки по диаметру и последующей обработки до нужных размеров, из которых формируют топливный сердечник укладкой таких таблеток в трубчатую оболочку.Based on the fuel rod obtained, it is possible to produce fuel pellets that provide low swelling (for example, for fast neutron reactors, for ship reactors with Vf = 0.75), by cutting in diameter and subsequent processing to the desired size, from which the fuel core is formed by stacking such tablets in a tubular shell.

Предложенный способ позволяет изготавливать топливные таблетки с мелкозернистой структуройThe proposed method allows the manufacture of fuel pellets with a fine-grained structure

- 3 033850 и высоким содержанием урана, а также прочностью, благодаря наличию сетчатой структуры (см. фиг. 3). На фиг. 3 приведено фото шлифа таблетки, изготовленной по предлагаемому способу с V_f = 0,75, а ниже приведён увеличенный фрагмент этого шлифа. Из фиг. 3 видно, что сформирована мелкозернистая структура, армированная крупной сеткой, являющаяся каркасным элементом таблетки.- 3 033850 and a high content of uranium, as well as strength, due to the presence of a mesh structure (see Fig. 3). In FIG. 3 shows a photo of a thin section of a tablet made by the proposed method with V _f = 0.75, and below is an enlarged fragment of this thin section. From FIG. Figure 3 shows that a fine-grained structure reinforced with a coarse mesh is formed, which is the frame element of the tablet.

Благодаря указанному техническому результату твэл, изготовленный по предложенному способу, обладает высокой теплопроводностью, прочностью, более длительным ресурсом работы и имеет размерную стабильность. Кроме того, изобретение расширяет технологические возможности изготовления твэлов и топливных таблеток, что позволяет осуществлять конверсию существующих реакторов при переходе с твэлов с высоким обогащением на твэлы с обогащением по изотопу U²³⁵ менее 20%.Due to the specified technical result, a fuel rod manufactured by the proposed method has high thermal conductivity, strength, a longer service life and has dimensional stability. In addition, the invention expands the technological capabilities of the manufacture of fuel rods and fuel pellets, which allows the conversion of existing reactors when switching from high enriched fuel rods to fuel rods with U ²³⁵ isotope enrichment of less than 20%.

Claims (3)

ФОРМУЛА ИЗОБРЕТЕНИЯCLAIM 1. Способ изготовления дисперсионного тепловыделяющего элемента, включающий получение биметаллического прутка путём обжатия стержня из металлического урана, заключённого в оболочку из циркония, деление его на части, объединение этих частей в сборку и обжатие сборки с получением многоволоконного прутка, при этом операции деления и объединения частей многоволоконного прутка в сборку с последующим обжатием осуществляют до получения требуемого количества волокон при обеспечении заданной объёмной доли топливной фазы, после чего осуществляют калибровку твэла до требуемой площади поперечного сечения твэла, отличающийся тем, что после калибровки проводят термообработку твэла в вакуумной среде при температуре нахождения урана в γ-фазе с последующим охлаждением, при этом время термообработки t определяют из соотношения _> 4SV f “ πΝΚ’ где S - площадь поперечного сечения сердечника твэла, V_f - объёмная доля топливной фазы, N - количество топливных волокон, K - коэффициент диффузии урана в цирконии.1. A method of manufacturing a dispersion fuel element, including obtaining a bimetallic rod by compressing a rod of metal uranium enclosed in a zirconium shell, dividing it into parts, combining these parts into an assembly and compressing the assembly to produce a multi-fiber rod, while the division and combination of parts multi-fiber rod in the assembly with subsequent compression is carried out to obtain the required number of fibers while providing a given volume fraction of the fuel phase, after which calibration of the fuel element to the required cross-sectional area of the fuel element, characterized in that, after calibration, the fuel is heat treated in a vacuum medium at a temperature at which the uranium is in the γ phase, followed by cooling, and the heat treatment time t is determined from the relation _> 4SV f “πΝΚ 'where S is the cross-sectional area of the fuel core core, V _f is the volume fraction of the fuel phase, N is the number of fuel fibers, K is the diffusion coefficient of uranium in zirconium. 2. Способ по п.1, отличающийся тем, что охлаждение твэла осуществляют со скоростью (3050)°С/ч.2. The method according to claim 1, characterized in that the fuel rod is cooled at a rate of (3050) ° C / h. 3. Способ получения топливных таблеток, характеризующийся тем, что твэл, полученный по п.1, разрезают по диаметру на части, которые обрабатывают до заданного размера.3. A method of producing fuel pellets, characterized in that the fuel rod obtained according to claim 1 is cut in diameter into parts that are processed to a predetermined size.