RU2154312C1 - Nuclear reactor fuel element - Google Patents
Nuclear reactor fuel element Download PDFInfo
- Publication number
- RU2154312C1 RU2154312C1 RU99103128/06A RU99103128A RU2154312C1 RU 2154312 C1 RU2154312 C1 RU 2154312C1 RU 99103128/06 A RU99103128/06 A RU 99103128/06A RU 99103128 A RU99103128 A RU 99103128A RU 2154312 C1 RU2154312 C1 RU 2154312C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- fuel
- core
- alloy
- porosity
- granules
- Prior art date
Links
Images
Classifications
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
Description
Изобретение относится к атомной энергетике и может быть использовано при изготовлении твэлов ядерных реакторов, преимущественно водоводяных. The invention relates to nuclear energy and can be used in the manufacture of fuel rods of nuclear reactors, mainly water-water.
В настоящее время широкое применение в водоводяных энергетических реакторах нашли твэлы контейнерного типа, представляющие собой герметичную цилиндрическую оболочку из циркониевого сплава с расположенным в ней столбом из таблеток диоксида урана. При этом продукты деления, свободно выходящие из топливных таблеток, воздействуют на оболочку. Зазор между таблетками и оболочкой создает термическое сопротивление и приводит к возрастанию температуры сердечника. Указанные факторы снижают работоспособность твэла и технико-экономические показатели активной зоны. Currently, container-type fuel rods, which are a sealed cylindrical zirconium alloy shell with a column of uranium dioxide pellets located in it, are widely used in water-water power reactors. In this case, fission products freely leaving the fuel pellets act on the shell. The gap between the tablets and the shell creates thermal resistance and leads to an increase in core temperature. These factors reduce the performance of the fuel rod and the technical and economic indicators of the active zone.
В отличие от твэлов контейнерного типа, в дисперсионных твэлах делящийся материал находится под герметичной оболочкой в виде частиц, равномерно распределенных в матрице, в качестве которой часто при меняются металлы: алюминий и его сплавы, нержавеющая сталь и другие, а в качестве делящихся материалов - оксиды урана и/или плутония. Некоторые сплавы урана и плутония, например, с алюминием и кремнием. Если размер частиц делящегося материала будет не менее 150-200 мкм, металлическая матрица, в которой находятся топливные частицы, практически не подвергается воздействию осколков деления, так как всего 7-10% образовавшихся осколков деления покинут частицы указанного размера, при этом осколки локализуются в узком пояске вокруг топливных частиц и не воздействуют на оболочку [1]. In contrast to container-type fuel rods, in dispersion fuel rods, fissile material is under an airtight envelope in the form of particles uniformly distributed in a matrix, in which metals are often used: aluminum and its alloys, stainless steel and others, and oxides as fissile materials uranium and / or plutonium. Some alloys of uranium and plutonium, for example, with aluminum and silicon. If the particle size of the fissile material is not less than 150-200 microns, the metal matrix in which the fuel particles are located is practically not affected by fission fragments, since only 7-10% of the fission fragments formed will leave particles of the indicated size, while the fragments are localized in a narrow belt around the fuel particles and do not affect the shell [1].
Недостатками известных конструкций дисперсионных твэлов являются применение частиц очень маленьких размеров (менее 200 мкм), небольшая объемная доля делящегося материала в сердечнике, отсутствие компенсационной пористости [2], что снижает технические и экономические показатели зоны. Для сердечников с алюминиевой матрицей, имеющей высокую теплопроводность и радиационную стойкость [1], в известных конструкциях дисперсионных твэлов применяется алюминиевая оболочка. Такие твэлы могут применяться в водоводяных реакторах только с низкими параметрами водяного теплоносителя по температуре и давлению (исследовательских и других) и не применимы в энергетических реакторах. Известные дисперсионные твэлы с матрицей и оболочкой из нержавеющей стали, кроме перечисленных выше недостатков, имеют повышенный захват тепловых нейтронов из-за большого количества нержавеющей стали в активной зоне и невысокую теплопроводность. The disadvantages of the known designs of dispersion fuel elements are the use of particles of very small sizes (less than 200 microns), a small volume fraction of fissile material in the core, the absence of compensatory porosity [2], which reduces the technical and economic indicators of the zone. For cores with an aluminum matrix having high thermal conductivity and radiation resistance [1], an aluminum cladding is used in known designs of dispersion fuel elements. Such fuel elements can be used in water-water reactors only with low parameters of the water coolant in temperature and pressure (research and others) and are not applicable in power reactors. Known dispersion fuel elements with a matrix and a stainless steel cladding, in addition to the disadvantages listed above, have an increased capture of thermal neutrons due to the large amount of stainless steel in the core and low thermal conductivity.
Известен пластинчатый твэл с оболочкой из алюминиевого сплава, используемый в исследовательском реакторе HFIR (США) [1]. Твэл имеет толщину 1,25 мм, длину - 600 мм и ширину - 87,5 мм, объемная доля оксида урана (U3O8) - 18%, обогащение урана - 93% по 235U. Твэл изготовлен способом прокатки.Known plate fuel rod with a shell of aluminum alloy used in the research reactor HFIR (USA) [1]. A fuel rod has a thickness of 1.25 mm, a length of 600 mm and a width of 87.5 mm, a volume fraction of uranium oxide (U 3 O 8 ) is 18%, and uranium enrichment is 93% at 235 U. A fuel rod is made by rolling.
Известен также дисперсионный пластинчатый твэл с оболочкой из алюминиевого сплава 1100. Сердечник твэла представляет собой дисперсию оксида урана UO2 в алюминии, содержащую 32% по объему частиц оксида размером от 75 мкм - 200 мкм с высокой плотностью (96% от теоретической) [3]. Твэлы в виде тонких изогнутых пластин изготавливаются методом горячей прокатки предварительно спрессованных заготовок.Also known is a dispersion plate fuel rod with an 1100 aluminum alloy cladding. A fuel core is a dispersion of uranium oxide UO 2 in aluminum, containing 32% by volume of oxide particles ranging in size from 75 microns to 200 microns with high density (96% of theoretical) [3] . Fuel elements in the form of thin curved plates are made by hot rolling of pre-pressed billets.
Указанный способ изготовления не позволяет получить сердечники с более высоким объемным содержанием гранул оксида урана, а также не позволяет использовать крупные пористые гранулы из-за их разрушения в процессе прокатки. The specified manufacturing method does not allow to obtain cores with a higher volume content of granules of uranium oxide, and also does not allow the use of large porous granules due to their destruction in the rolling process.
Недостатками указанных твэлов являются:
- низкое объемное содержание частиц оксида урана,
- малый размер частиц оксида урана,
- отсутствие пористости в частицах и в сердечнике для компенсации распухания при накоплении осколков деления,
- алюминиевая оболочка твэла не позволяет использовать твэл в энергетических реакторах с высокими параметрами теплоносителя (температурой и давлением).The disadvantages of these fuel rods are:
- low volume content of particles of uranium oxide,
- small particle size of uranium oxide,
- the absence of porosity in the particles and in the core to compensate for swelling during the accumulation of fission fragments,
- the aluminum cladding of a fuel rod does not allow the use of a fuel rod in power reactors with high heat transfer parameters (temperature and pressure).
Наиболее близким к заявляемому является твэл [4] (прототип), включающий герметичную оболочку с заглушками, в которой размещен топливный сердечник, состоящий из частиц на основе соединения урана и алюминия - UAl3, либо соединения урана, алюминия и кремния - U(Al, Si)3, находящихся в алюминиевом сплаве, при этом сердечник содержит фазу кристаллического кремния в количестве от 3 до 30% от объема сердечника. Металлургический контакт оболочки с сердечником достигнут заливкой свободного пространства между частицами, заполняющими оболочку, сплавом на основе алюминия. Представленные в патенте варианты твэлов имеют объемную долю топливных частиц максимально 61% и не имеют пористости для компенсации распухания при накоплении продуктов деления.Closest to the claimed is a fuel rod [4] (prototype), including a sealed shell with plugs, in which is placed a fuel core consisting of particles based on a compound of uranium and aluminum - UAl 3 , or a compound of uranium, aluminum and silicon - U (Al, Si) 3 , located in an aluminum alloy, the core contains a phase of crystalline silicon in an amount of from 3 to 30% of the core volume. The metallurgical contact of the shell with the core is achieved by filling the free space between the particles filling the shell with an aluminum-based alloy. The fuel element variants presented in the patent have a volume fraction of fuel particles of maximum 61% and do not have porosity to compensate for swelling during the accumulation of fission products.
Недостатками твэла являются
- невысокая объемная доля урана в сердечнике в следствие того, что используемый топливный материал имеет низкое, по сравнению с оксидом, содержание урана (72 мас. % U в UAl3 или U(Al, Si)3 и 88 мас.% U в UО3, 84 мас.% в U3O8), а также невысокую объемную долю топливных частиц в сердечнике (не более 61 об.%);
-отсутствие компенсационной пористости в сердечнике.The disadvantages of a fuel rod are
- a low volume fraction of uranium in the core due to the fact that the fuel material used has a low uranium content compared to oxide (72 wt.% U in UAl 3 or U (Al, Si) 3 and 88 wt.% U in UO 3 , 84 wt.% In U 3 O 8 ), as well as a low volume fraction of fuel particles in the core (not more than 61 vol.%);
- lack of compensatory porosity in the core.
Предлагаемый твэл не имеет перечисленных недостатков. В твэле используется делящийся материал, содержащий оксид урана с содержанием урана от 84-88 мас.% и объемной долей в сердечнике от 61-70%. Твэл сохраняет свои геометрические размеры в процессе длительной эксплуатации при накоплении продуктов деления за счет компенсационной пористости, сосредоточенной в гранулах топливного материала. Используются оболочки из тугоплавких и коррозионно-стойких металлов. Обеспечивается диффузионный контакт оболочки с сердечником путем заливки оболочки с топливными гранулами алюминиевым беспористым сплавом с высокой теплопроводностью и радиационной стойкостью. Это позволяет получить высокую теплотехническую надежность твэла для условий активных зон энергетических реакторов, а также увеличить работоспособность предлагаемого твэла и рабочий цикл активной зоны между перегрузками. The proposed fuel rod does not have the listed disadvantages. The fuel element uses fissile material containing uranium oxide with a uranium content of 84-88 wt.% And a volume fraction in the core of 61-70%. A fuel rod retains its geometric dimensions during long-term operation during the accumulation of fission products due to compensatory porosity concentrated in the granules of the fuel material. Shells made of refractory and corrosion-resistant metals are used. The diffusion contact of the shell with the core is ensured by pouring the shell with fuel granules with an aluminum non-porous alloy with high thermal conductivity and radiation resistance. This allows you to obtain high thermal engineering reliability of the fuel rod for the conditions of the active zones of energy reactors, as well as to increase the efficiency of the proposed fuel rod and the active cycle of the active zone between overloads.
Техническое решение состоит в том, что предлагаемый твэл имеет оболочку из тугоплавких сплавов, таких как аустенитные нержавеющие стали, например, X16H15М3, циркониевые сплавы, например, Zr+1%Nb или никелевые сплавы, например, хромоникелевый сплав (20-50% хрома), в которой размещен топливный сердечник, состоящий из пористых гранул, содержащих оксид урана, и беспористой теплопроводной матрицы из алюминиевого сплава известного состава, причем объемная доля гранул в сердечнике существенно выше, чем в прототипе - от 61 - 70%, размер гранул составляет от 200 - 3000 мкм, при этом гранулы имеют внутреннюю пористость от 4 - 22%. Металлургический контакт сердечника с оболочкой, беспористая металлическая матрица из теплопроводного заливочного алюминиевого сплава, например, Al+12%Si, или Al+05%Ni, или Al+0,5%Ni+0,5%Zr+0,25%Mo, позволяет обеспечить высокую эффективную теплопроводность твэла при коэффициенте теплопроводности сердечника не менее 20 Вт/м • град. Регулируемый запас пористости в топливных гранулах приведенного размера позволяет исключить распухание твэла и значительно снизить воздействие продуктов деления на оболочку твэла при высоких накоплениях, высокая эффективная теплопроводность твэла позволяет снизить уровень рабочих температур в сердечнике твэла (не более 500oC), что в итоге позволяет сохранить геометрические характеристики твэла в процессе длительной эксплуатации и существенно повысить его надежность.The technical solution consists in the fact that the proposed fuel element has a shell of refractory alloys, such as austenitic stainless steels, for example, X16H15M3, zirconium alloys, for example, Zr + 1% Nb, or nickel alloys, for example, chromium-nickel alloy (20-50% chromium) , which houses a fuel core consisting of porous granules containing uranium oxide, and a porous heat-conducting matrix of an aluminum alloy of known composition, and the volume fraction of granules in the core is significantly higher than from the prototype from 61 to 70%, the granule size is from 200 - 3000 microns, while the granules have an internal porosity of 4 to 22%. The metallurgical contact of the core with the shell, a non-porous metal matrix of a heat-conducting cast aluminum alloy, for example, Al + 12% Si, or Al + 05% Ni, or Al + 0.5% Ni + 0.5% Zr + 0.25% Mo , allows to provide high effective thermal conductivity of a fuel rod with a core thermal conductivity of at least 20 W / m • deg. The adjustable porosity margin in the reduced size fuel granules eliminates the swelling of the fuel rod and significantly reduces the effect of fission products on the fuel cladding shell at high accumulations, the high effective thermal conductivity of the fuel element allows to reduce the level of operating temperature in the fuel core (not more than 500 o C), which ultimately allows you to save the geometric characteristics of a fuel element during long-term operation and significantly increase its reliability.
Примеры осуществления. Examples of implementation.
Твэл (фиг. 1) состоит из цилиндрической оболочки 1, изготовленной из нержавеющей стали X16H15M3, заглушек 2, топливного сердечника 3. Сердечник имеет гранулы диоксида урана 5 размером 0,2-1,2 мм, с содержанием урана 87,7 мас.% и пористостью 18%. Объемная доля гранул в сердечнике составляет 67%. В качестве заливочного материала применен алюминиевый (Al+0,5%Ni+0,5%Zr+0,25%Mo) сплав 4. Теплопроводность такого сердечника в зависимости от температуры составляет от 32 до 28 Вт/м • град соответственно при 100 и 500oC.A fuel rod (Fig. 1) consists of a
Твэл (фиг. 2) состоит из наружной 1 и внутренней 6 оболочек, изготовленных из нержавеющей стали X16H15M3, заглушек 2, топливного сердечника 3, который находится в кольцевом зазоре между наружной и внутренней оболочками. Сердечник имеет гранулы диоксида урана 5 размером 0,3- 1,0 мм, с содержанием урана 87,7 мас. % и пористостью 6%. Объемная доля гранул в сердечнике составляет 63%. В качестве заливочного материала используется алюминиевый (Al+0,5%Ni) сплав 4. Теплопроводность такого сердечника в зависимости от температуры составляет от 32 до 30 Вт/м • град соответственно при 100 и 500oC.A fuel rod (Fig. 2) consists of outer 1 and inner 6 shells made of stainless steel X16H15M3,
Твэл (фиг. 3) состоит из оболочки сложной формы 1, изготовленной из циркониевого сплава (Zr+1%Nb), заглушек 2, топливного сердечника 3, содержащего равномерно перемешанные гранулы диоксида урана 5 двух фракций: 0,2-0,4 мм (10-30 об.%) и 2,0-3,0 мм, с содержанием урана 87,7 мас.% и пористостью 22%. Объемная доля гранул диоксида урана в сердечнике составляет 70%. В качестве заливочного материала используется алюминиевый (Al+12%Si) сплав 4. Теплопроводность такого сердечника в зависимости от температуры составляет от 28 до 26 Вт/м • град соответственно при 100 и 500oC.A fuel rod (Fig. 3) consists of a
Твэл (фиг. 4) состоит из цилиндрической оболочки 1, изготовленной из хромоникелевого сплава (20-50% Cr), заглушек 2, топливного сердечника 3, имеющего гранулы оксида урана 5 (закись-окись-U3O8) размером 0,4-1,6 мм, с содержанием урана 84 мас.% и пористостью 15%. Объемная доля гранул в сердечнике составляет 61%. В качестве заливочного материала используется алюминиевый (Al+12%Si) сплав 4. Теплопроводность такого сердечника в зависимости от температуры составляет от 30 до 28 Вт/м•град соответственно при 100 и 500oC.A fuel rod (Fig. 4) consists of a
Таким образом, предлагаемый твэл ядерного реактора обеспечивает получение нового технического результата, состоящего в регулировании запаса пористости в топливных гранулах сердечника, в исключении распухания и сохранении геометрических характеристик твэла в процессе длительной эксплуатации, в снижении уровня рабочих температур сердечника и, тем самым, в повышении надежности и работоспособности твэла. Thus, the proposed fuel rod of a nuclear reactor provides a new technical result, which consists in regulating the porosity reserve in the fuel granules of the core, in eliminating swelling and maintaining the geometric characteristics of the fuel rod during long-term operation, in lowering the level of operating temperatures of the core and, thereby, increasing reliability and the performance of the fuel rod.
Источники информации
1. А.Г.Самойлов, А.И.Каштанов, В.С.Волков. Дисперсионные твэлы т.1, т.2. Москва. Энергоиздат, 1982, т.1, с. 8, с. 26, т.2, с. 26.Sources of information
1. A.G. Samoilov, A.I. Kashtanov, V.S. Volkov. Dispersion fuel rods t. 1, t. 2. Moscow. Energy Publishing, 1982, v. 1, p. 8, p. 26, v. 2, p. 26.
2. А.Г.Самойлов. Тепловыделяющие элементы ядерных реакторов. Москва. Энергоатомиздат. 1985, с.71, 88. 2. A.G. Samoilov. Fuel elements of nuclear reactors. Moscow. Energoatomizdat. 1985, p. 71, 88.
3. R. W. Dayton, E.M.Simons, R.W.Enderbrok. Reactor materials, v.6, N1, 1963, p. 26-27. 3. R. W. Dayton, E. M. Simons, R. W. Enderbrok. Reactor materials, v.6, N1, 1963, p. 26-27.
4. Патент РФ N2061264, G 21 С 3/26, 4 публ. бюлл. 15-1996 (прототип). 4. RF patent N2061264, G 21
Claims (3)
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU99103128/06A RU2154312C1 (en) | 1999-02-16 | 1999-02-16 | Nuclear reactor fuel element |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU99103128/06A RU2154312C1 (en) | 1999-02-16 | 1999-02-16 | Nuclear reactor fuel element |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
RU2154312C1 true RU2154312C1 (en) | 2000-08-10 |
Family
ID=20216027
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
RU99103128/06A RU2154312C1 (en) | 1999-02-16 | 1999-02-16 | Nuclear reactor fuel element |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
RU (1) | RU2154312C1 (en) |
Cited By (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
RU2522744C2 (en) * | 2012-01-11 | 2014-07-20 | Российская Федерация, от имени которой выступает Госкорпорация "Росатом" | Composite fuel model material with inert porous metal matrix and method for production thereof |
RU180840U1 (en) * | 2017-12-12 | 2018-06-28 | Акционерное общество "Высокотехнологический научно-исследовательский институт неорганических материалов имени академика А.А. Бочвара" | Fuel element of dispersion type |
CN111933310A (en) * | 2020-06-09 | 2020-11-13 | 上海核工程研究设计院有限公司 | High-thermal-conductivity uranium dioxide single crystal composite fuel pellet and preparation method thereof |
RU2763048C1 (en) * | 2021-05-17 | 2021-12-27 | Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" | Uranium-based metal ceramic alloy |
-
1999
- 1999-02-16 RU RU99103128/06A patent/RU2154312C1/en not_active IP Right Cessation
Cited By (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
RU2522744C2 (en) * | 2012-01-11 | 2014-07-20 | Российская Федерация, от имени которой выступает Госкорпорация "Росатом" | Composite fuel model material with inert porous metal matrix and method for production thereof |
RU180840U1 (en) * | 2017-12-12 | 2018-06-28 | Акционерное общество "Высокотехнологический научно-исследовательский институт неорганических материалов имени академика А.А. Бочвара" | Fuel element of dispersion type |
CN111933310A (en) * | 2020-06-09 | 2020-11-13 | 上海核工程研究设计院有限公司 | High-thermal-conductivity uranium dioxide single crystal composite fuel pellet and preparation method thereof |
RU2763048C1 (en) * | 2021-05-17 | 2021-12-27 | Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" | Uranium-based metal ceramic alloy |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
JP6319916B2 (en) | Fuel assembly | |
US2920025A (en) | Neutronic reactors | |
RU2723561C2 (en) | Method of producing completely ceramic microencapsulated nuclear fuel | |
US3255092A (en) | Control rods | |
US4636352A (en) | Nuclear fuel rod with burnable plate and pellet-clad interaction fix | |
JPH01267493A (en) | Fuel element having acid resisting cover | |
US3855061A (en) | Nuclear reactor fuel plate | |
RU2154312C1 (en) | Nuclear reactor fuel element | |
US3244599A (en) | Fuel element for nuclear reactor | |
CN113793701A (en) | Spiral cross-shaped metal fuel element reactor core | |
JP2556876B2 (en) | Fuel element and fuel assembly | |
EP3776594A2 (en) | Manufacture of large grain powders with granular coatings | |
Sundaram et al. | Nuclear fuels and development of nuclear fuel elements | |
KR19990072604A (en) | Composite member and fuel assembly using the composite member | |
RU2125305C1 (en) | Nuclear reactor fuel element | |
Horak et al. | Irradiation growth of zirconium-plutonium alloys | |
US3268410A (en) | Radiation reactor | |
RU112483U1 (en) | Nuclear reactor fuel rod | |
Douglass | The Creep and Corrosion Behavior of Some High-Strength Zirconium Alloys | |
RU2337177C2 (en) | Method of fabrication of semi-finished product out of zirconium alloy and implementation of semi-finished product | |
RU2347289C1 (en) | Nuclear reactor fuel element | |
RU2119199C1 (en) | Absorbing core of nuclear reactor control element | |
JPH10260280A (en) | Zirconium based alloy, fuel cladding tube and fuel assembly for reactor | |
JPS62168091A (en) | Nuclear reactor | |
JPH041593A (en) | Fuel assembly |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
MM4A | The patent is invalid due to non-payment of fees |
Effective date: 20120217 |