ТЕРМОХИМИЧЕСКАЯ СТАБИЛЬНОСТЬ, РАДИАЦИОННЫЕ ИСПЫТАНИЯ, ИЗГОТОВЛЕНИЕ И РЕГЕНЕРАЦИЯ МОНОНИТРИДНОГО ТОПЛИВА

Б. Д. Рогозкин, Н. М. Степеннова, Г. А. Бергман, А. А. Прошкин

Аннотация


Термодинамический анализ и экспериментальные исследования показали термохимическую стабильность мононитридного топлива до температуры 1973—2073 К, при которой равновесное давление пара азота не превышает 4,5∙10-7—2,1∙10-6 МПа. На основании обобщения данных о радиационных испытаниях мононитридного топлива до выгорания 9— 10% тяж. ат. в быстрых и до 16,8% тяж. ат. в тепловых реакторах при линейной мощности от 400 до 1300 Вт/см сделан вывод о надежности его эксплуатации в твэлах с гелиевым и жидкометаллическим подслоями. Сформулировано требование к содержанию в нем примесей — кислорода и углерода. При одновременном присутствии примесей кислорода и углерода в мононитриде массовая доля каждого не должна превышать 0,15%. Методы изготовления мононитридного топлива определяются конечным продуктом регенерации облученного топлива. Поэтому в настоящее время разрабатываются методы изготовления смешанного мононитридного топлива из оксидов и металлов. Рис. 2, табл. 4, список лит. 41 назв.

Полный текст:

PDF

Литература


Bauer A. Nitride fuels: properties and potentials. — J. Reactor Technol., 1972, v. 15, № 2, p. 87—104.

Matsui T., Ohse R. Thermodynamic properties of uranium nitride, plutonium nitride and U—Pu mixed nitride. — J. High Temp. — High Pressures, 1987, v. 19, № 11, p. 1—17.

Hayes S., Thomas J., Reddicord K. Material, property correlations for uranium mononitride. — J. Nucl. Mater., 1990, v. 171, № 2, p. 262—318.

Термодинамические свойства индивидуальных веществ. Справочник под ред. В.П. Глушко. Т. 1—4. М.: Наука, 1982.

Chemical Thermodynamics of Uranium, v. I, 1992. Chemical Thermodynamics of Ameritium, v. II, 1995. Chemical Thermodynamics of Technetium, v. III, 1999. Chemical Thermodynamics of Neptunium and Plutonium , v. IV. Ed. J. Grenthe, Amsterdam: Elsevier, 2001.

Suzuki Y., Arai Y. Thermophysical and thermodynamic properties of actinide mononitrides and their solid solutions. — J. Alloys Compounds, 1998, v. 271—273, p. 577—582.

Kleykamp H. Selection of materials as diluents for burning of plutonium fuels in nuclear reactors. — J. Nucl. Mater., 1999, v. 275, № 1, p. 1—11.

Alexander C., Oggden J., Pardue W. Termophysical properties of (UPu)N, plytonium and other actinides. — J. Nucl. Metallurgy, 1970, v. 17, № 1, p. 95— 103.

Nakajima K., Arai Y., Suzuki Y. Vaporization behavior of NpN coloaded with PuN. — J. Nucl. Mater., 1999, v. 275, № 3, p. 332—335.

Булатов Г.С., Гедговд K.H., Глазунов М.П. Масс-спектрометрическое исследование сублимации UN. — Материаловедение, 1998, № 9, с. 8—10.

И. Potter Р., Spear К. Thermodynamic of nuclear materials. — J. Nucl. Mater., 1979, v. 161, № 1, p. 46—55.

Venugopal J. Vapour pressures of uranium and uranium nitride over UN(s). —Ibid., 1992, v. 186, № 3, p. 259—268.

Ackerman R., Rauh E. Thermodinamics of vaporization of Np and Pu. — J. Chem. Thermodyn., 1975, v. 7, №2, p. 211—213.

Рогозкин Б.Д., Степеннова H.M., Прошкин А.А. Мононитридное топливо для быстрых реакторов. — Атомная энергия, 2003, т. 95, вып. 3, с. 208—221.

Lyon W., Baker R., Leggett R. e.a. Advanced liquid metals reactor technology with nitride fuels. — In: Intern. Conf. on Fast Reactor and Related Fuel Cycle, Oct. 28—Nov. 1, Kyoto, Japan, 1991, v. 2, p. 14.8.10—14.8.13.

Mikailoff M., Lecler J., Kryger B. e.a. Irradiation of mixed uranium and plutonium carbide and nitride fuels in the fast neutron loop «MERS». — In: CEA-N-1186, 1969.

Baker A. Mixed-nitride fuel irradiation performance. — In: Proc. ANS Conf. on Fast Reactor Fuel Element Technology, 1971, p. 785—791.

Rogozkin B.D., Stepennova N.M., Ustinov O.A. e.a. Nitride fuel and its perspective use in fast reactors. — In: New Generation of Future Systems for Nuclear Energy, Emphasizing Proliferation Resistance issues. CEA—IBRAE—Kurchatov Workshop, Sacley, France, March 5—6, 2002.

Benedict U. Solid solubility of fission-product and other transition elements in carbides and nitrides of uranium and plutonium. — In: Proc. Thermodynamics of Nuclear Materials. Julich, Jan. 29—Feb. 2, 1979, p. 453—458.

Arai Y., Fukushima S. Fabrication of UPuN fuel pellets. — J. Nucl. Mater., 1989, v. 168, № 2, p. 280—283.

Bauer A., Cybulskis P., Green J. Muxed-nitride fuel performance in EBR II. — In: Proc. Symp. Advanced FBR Fuels, Tucson, ERDA-4455, Oct. 10—13, 1977, p. 299—305.

Blank H., Richter K., Coquerelle M. e.a. Dense fuels in Europe. — J. Nucl. Mater., 1989, v. 166, № 1—2, p. 95—104.

Mattheus R. Fabrication and testing of uranium nitride fuel for space power reactors. — Ibid., 1988, v. 151, № 3, p. 334—338.

Coquerelle M., Walker C. Fission gas release and microscopic swelling in high rated advanced fuels. — J. Nucl. Technol., 1979, v. 48, № 1, p. 43—47.

Bernard H., Bardelle P., Warin D. Mixed nitride fuels fabrication in conventional oxide line. — In: IAEA-TECDOC-466, 1988, p. 43—51.

Решетников Ф.Г., Котельников Р.Б., Рогозкин Б.Д. и др. Исследование методов изготовления сердечников из монокарбида, мононитрида, карбонитрида урана для твэлов реакторов на быстрых нейтронах. — In: Proc. Symp. «Fuel and Fuel Elements for Fast Reactors», Brussels, 2—6 July, 1973, v. II, p. 25—46.

Arai Y., Suzuki Y., Iwai T. e.a. Fabrication of uranium-plutonium mixed nitrid fuel pins for irradiation tests in JMTR. — J. Nucl. Sci. Technol., 1993, v. 30, № 8, p. 98—104.

Arai Y. Research and development of nitride fuel and its fuel cycle for FR at JAERI. — In: Proc. of on Advisory Group Meeting, IAEA TECDOC-850, 1994.

Renard Ed.V., Rogozkin B.D. About applicability of PUREX-technology to fast breeder reactor mixed (U—Pu) monocarbide and mononitride fuels reprocessing. — In: Intern. Conf. Actinides-2001, Hayama, Japan, Nov. 4—9, 2001, p. 8-024.

Орлов B.B., Рогозкин Б.Д., Дубровин O.H. и др. Способ пирохимической регенерации ядерного топлива. Патент № 2079909 от 20.05.97, приоритет 27.09.94.

Tomczuk Z. Electrorefining of uranium and plutonium from liquid cadmium. — J. Trans. Am. Nucl. Soc., 1985, v. 50, p. 204—205.

Iizuka M. Actinides recovery from molten salt/liquid metal system by electrochemical methods. — J. Nucl. Mater., 1997, v. 247, № 1—3, p. 183—190.

Sakamura Y. Distribution behaviour of plutonium and americium in LiCl—KC1 eutectic/liquid cadmium systems. — J. Alloys Compounds, 2001, № 321, p. 76—83.

Koyama T. An experimental study of molten salt electrorefining of uranium using solid iron cathode and liquid cadmium cathode for development of pyrometallurgical reprocessing. — J. Nucl. Sci. Technol., 1997, v. 34, №4, p.384—393.

Chamberlain L. Future fuel cycle and reactor strategy. — In: IAEA Symp. on Nuclear Fuel Cycle and Reactor Strategies, June 1997.

Ogawa T., Akabori M., Suzuki Y. e.a. Nitride fuel cycle on pyrochemistry. — In: Global’97, p. 812—815.

Suzuki Y., Ogawa T., Arai Y. Recent progress of research on nitride fuel cycle in JAERI. — In: 5 Intern. Inform. Meeting on Actinide and Fission Product Partitioning and Transmutation, Mol, Belgium, Nov. 25—27, 1998.

Sacamura Y., Inoue T., Shirai O. e.a. Studies on pyrochemical reprocessing for metallic and nitride fuels: behaviour of transuranium elements in LiCl—KCl/liquid metal systems. — In: Global’99, paper № 1610.

Kobayashi F., Ogawa T., Takano M. e.a. Dissolution of metal nitrides in LiCl—KC1 eutectic melt. — In: GlobaE99, paper № 1040.

Ogawa T. Actinide nitrides in high-temperature systems. —In: Intern. Conf. Actinides’97, Baden-Baden, Germany, 1997, Sept. 21—26.

Fusselman S. Dry separation process for actinide removal from purex waste. — In: Global’97, p. 816—819.


Ссылки

  • На текущий момент ссылки отсутствуют.