ОСОБЕННОСТИ ФОРМОИЗМЕНЕНИЯ ТВЭЛОВ СО СМЕШАННЫМ НИТРИДНЫМ УРАН-ПЛУТОНИЕВЫМ ТОПЛИВОМ

Л. М. Забудько, А. Ф. Грачев, С. И. Поролло, Е. Е. Мариненко, Е. А. Звир, А. В. Беляева, Ф. Н. Крюков, М. В. Скупов

Аннотация


Для обоснования работоспособности и использования в БРЕСТ-ОД-300 и БН-1200М в реакторах БОР-60 и БН-600 облучают твэлы со смешанным нитридным уранплутониевым топливом. Послереакторные исследования показали отличие их формоизменения от твэлов с оксидным топливом. Нитридные твэлы имеют большее удлинение и овализацию оболочки при облучении в тех же условиях в составе одной сборки. Исследования удлинения и овализации были проведены на 12 твэлах с оболочкой из стали ЧС68-ИД х.д, 38 — из стали ЭК164-ИД х.д. и 69 — из стали ЭП823-Ш. Твэлы были облучены в составе 17 экспериментальных ТВС в диапазоне максимального выгорания топлива 3,1—9,1% тяж. ат. и повреждающей дозы 26—108 смещ./ат. Анализ экспериментальных данных позволяет утверждать, что основной причиной удлинения является возникновение осевых сил вследствие термомеханического взаимодействия топлива с оболочкой в условиях случайного смещения таблеток и/или их фрагментов от осесимметричного положения. Рис. 5, список лит. 11 назв.

Ключевые слова


быстрый реактор, твэл, нитридное топливо, послерадиационные исследования, удлинение оболочки

Полный текст:

PDF

Литература


Грачев А.Ф., Забудько Л.М., Иванов Ю.А. и др. Результаты исследований твэлов комбинированных экспериментальных сборок реактора БН-600 со смешанным нитридным уран-плутониевым топливом и оболочкой из стали ЧС68-ИД. — Атомная энергия, 2019, т. 126, вып. 3, с. 160—166.

Williford R. A cracked-fuel constitutive equation. — Nucl. Techn., 1984, v. 67, p. 208—220.

Лихачев Ю.И., Попов В.В., Николаев В.Н. и др. Оценка удлинения оболочки твэла РБМК при циклических изменениях мощности. — Атомная энергия, 1981, т. 51, вып. 6, с. 362—366.

Тутнов А.А., Ульянов А.И. Термомеханика твэлов энергетических реакторов. — Там же, 1987, т. 62, вып. 5, с. 326—334.

Verbeek H., Tobbe N., Hoppe B. Steinmetz liquid-metal fast breeder reactor fuel rod performance and modeling at high burnup. — Nucl. Techn., 1978, v. 39, p. 167—185.

Karahan A., Buongiorno J. Modeling of thermo-mechanical and irradiation behavior of mixed oxide fuel for sodium fast reactors. — Ibid., 2010, v. 396, p. 272—282.

Walton L., Matheson J. FUMAC — а new model for light water reactor fuel relocation and pellet-cladding interaction. — Ibid., 1984, v. 64, p. 127—138.

Лиханский В.В., Сорокин А.А., Зборовский В.Г. и др. Моделирование термомеханического поведения твэлов с выгорающим поглотителем на основе оксида гадолиния в коде РТОП-СА. — Вопросы атомной науки и техники. Сер. Ядерно-реакторные константы, 2021, вып. 4, с. 35—46.

Oguma M. Cracking and relocation behavior of nuclear fuel pellets during rise to power. — Nucl. Engng Des., 1983, v. 76, p. 35—45.

Gittus J. Theoretical analysis of the strains produced in nuclear fuel cladding tubes by the expansion of cracked cylindrical fuel pellets. — Ibid., 1972, v. 18, p. 69—82.

Porollo S.I., Dvoriashin A.M., Konobeev Yu.V. Garner F.A. Microstructure and mechanical properties of ferrinic/martensitic steel EP-823 after neutron irradiation to high doses in BOR-60. — J. Nucl. Mater., 2004, v. 329—333, p. 314—318.


Ссылки

  • На текущий момент ссылки отсутствуют.