Результат интеллектуальной деятельности: МИКРОТВЭЛ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА

Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к микросферическому топливу с керамическими защитными покрытиями.

Микротвэл (МТ) ядерного реактора - это топливная микросфера (ТМ) из делящегося материала, например UO₂, PuO₂, ThO₂ или смесей на их основе с защитными пироуглеродными (РуС) и карбидными (SiC, ZrC, NbC) силовыми покрытиями [Very high temperature gas cooled reactor systems (VHTR). Finis South-Worth. GENERATION IV. Technical Working group 2-Gas Cooled Reactor Systems. 2002 Winter ANS Meeting, Washington, D.C., November 18.2002].

Защитные покрытия в составе МТ выполняют многоцелевые функции, основной из которых является удержание газообразных (ГПД) и твердых продуктов деления (ТПД) и предотвращение выхода их в активную зону ядерного реактора.

Такие характеристики покрытий, как плотность, толщина, параметры кристаллической структуры и т.п., выбираются на соответствующих стадиях отработки с учетом специфических особенностей реакторной установки и условий ее эксплуатации: температурного интервала облучения, величины выгорания топлива, флюенса быстрых нейтронов, постулируемых величин перегрева топлива и т.п.

Известен микротвэл ядерного реактора, содержащий топливную микросферу из UO₂ диаметром 600±6 мкм и плотностью 10,41±0,22 г/см³ и многослойное покрытие, первый слой которого выполнен из пироуглерода низкой плотности толщиной 60±15 мкм и плотностью 1,10±0,10 г/см³, второй слой выполнен из высокоплотного изотропного пироуглерода толщиной 30±5 мкм и плотностью 1,85±0,05 г/см³, третий слой выполнен из карбида кремния толщиной 25±5 мкм и плотностью ≥3,20 г/см³, наружный слой выполнен из высокоплотного изотропного пироуглерода толщиной 45±5 мкм и плотностью 1,85±0,05 г/см³ [Ogawa Т., Fukuda К. Performance of the model fuel of very high-temperature gas-cooled reactor at temperature above 2000°C. - Nuclear Engineering and Design 92 (1986) p.15-26].

Известен микротвэл ядерного реактора, содержащий топливную микросферу из UO₂ диаметром 500 мкм и многослойное покрытие, первый слой которого выполнен из пироуглерода низкой плотности толщиной 92 мкм, второй слой выполнен из высокоплотного изотропного пироуглерода толщиной 39 мкм, третий слой выполнен из карбида кремния толщиной 35 мкм, наружный слой выполнен из высокоплотного изотропного пироуглерода толщиной 40 мкм [Hrovat M., Huschka H., Mehner A.-W., Warzawa W. Spherical fuel elements for small and medium sized HTR. - Nuclear Engineering and Design, 109 (1988) p.253-256].

Существенным недостатком указанных микротвэлов является высокая повреждаемость карбидокремниевого слоя продуктами деления, например J, Cs, Ag, Pd, Rb и др., что ограничивает ресурс его эксплуатации (глубины выгорания топлива).

Наиболее близким аналогом-прототипом предложенному техническому решению является микротвэл ядерного реактора, содержащий топливную микросферу из UO₂ и многослойное покрытие, первый слой которого выполнен из пироуглерода низкой плотности, второй слой выполнен из высокоплотного изотропного пироуглерода, третий слой выполнен из карбидного материала, например SiC, ZrC, наружный слой выполнен из высокоплотного изотропного пироуглерода [Minato К., Ogawa Т., Sawa К., Ishikawa A., Tomita Т., lida S. Irradiation experiment on ZrC-coated fuel particles for high-temperature gas-cooled reactors. - Nuclear Technology, vol.130, June, 2000, p.272-281].

Недостатком указанного микротвэла является повреждаемость карбидных слоев продуктами деления, что ограничивает ресурс его эксплуатации (глубину выгорания топлива) особенно при повышенных температурах облучения (более 1300°С) и дозах облучения (более 2,0·10²¹ н/см²).

Повреждаемость карбидных слоев (основных силовых и диффузионных барьеров по отношению к ГПД и ТПД) обусловлена целым рядом параллельно протекающих превращений:

- усадка уже на ранних стадиях облучения РуС-слоев, развитие в них растягивающих напряжений, обусловленных анизотропными размерными изменениями, и, наконец, образование радиальных трещин в РуС, открывающих прямой доступ ГПД и ТПД к карбидным слоям;

- коррозионное взаимодействие СО и ТПД с карбидными слоями создает в местах выхода трещин на внутренней поверхности карбидных слоев локальные концентраторы растягивающих напряжений;

- нарастающее по мере выгорания топлива давление ГПД и термоциклирование, например, за счет изменения энерговыделения из ТМ повышают вероятность разрушения карбидных слоев.

Экспериментально установлено, что коррозионное взаимодействие SiC и ZrC с ТПД и СО интенсивно протекает именно в местах либо выхода трещин в РуС на внутреннюю поверхность карбидных слоев, либо в местах локального отслоения внутреннего РуС от слоев из SiC либо ZrC. Концентрация ГПД и ТПД в этих местах приводит к неконтролируемому формированию новых структур с SiC либо ZrC, которые по своим физико-механическим и радиационным свойствам отличаются от SiC (ZrC) и тем самым приводят к разрушению последних в условиях воздействия высокого внутреннего давления в МТ.

Перед авторами предложенного технического решения стояла задача повышения ресурса эксплуатации (глубины выгорания топлива) микротвэлов за счет повышения коррозионной стойкости силовых карбидных слоев.

Поставленная задача решается тем, что в микротвэле ядерного реактора, содержащего топливную микросферу из UO₂ и многослойное покрытие, состоящее из последовательно нанесенных на топливную микросферу слоев из низкоплотного пироуглерода, из изотропного высокоплотного пироуглерода, силового слоя из карбидного материала и наружного слоя из изотропного высокоплотного пироуглерода, между слоем из изотропного высокоплотного пироуглерода и слоем из карбидного материала дополнительно размещен слой из нитрида того же материала. При выборе в качестве карбидного материала карбида кремния SiC, либо карбида циркония ZrC, либо карбида ниобия NbC дополнительный слой выполнен соответственно из нитрида кремния Si₃N₄, либо нитрида циркония ZrN, либо нитрида ниобия NbN.

Причинно-следственная связь между существенными признаками и техническим результатом заключается в следующем. Каждый из слоев предложенного микротвэла ядерного реактора с карбонитридными барьерами выполняет следующие функции:

- первый слой из пироуглерода низкой плотности создает «свободный» объем для локализации ГПД;

- второй высокоплотный изотропный пироуглерод является диффузионным барьером для ГПД;

- третий слой из Si₃N₄, либо ZrN, либо NbN является коррозионно-стойким материалом по отношению к основным ТПД и защищает соответственно слой из SiC, либо слой из ZrC, либо слой из NbC от коррозионного воздействия СО;

- четвертый слой из SiC, либо ZrC, либо NbC является основным силовым слоем, противодействующим внутреннему давлению ГПД и является диффузионным барьером по отношению к ТПД;

- пятый слой из высокоплотного изотропного пироуглерода защищает хрупкие карбидные слои SiC, ZrC или NbC от внешних механических повреждений.

Пример осуществления предлагаемого технического решения. Пятислойное защитное покрытие на топливные микросферы из диоксида урана диаметром 500 мкм последовательно осаждают в кипящем слое:

- первый слой из низкоплотного пироуглерода (температура пиролиза (Т)=1450°С, концентрация С₂Н₂ в смеси с аргоном = 60 об.%, суммарный расход газов (G)=1500 л/ч);

- второй слой из высокоплотного изотропного пироуглерода (Т=1300°С, концентрация С₃Н₆ в смеси с аргоном = 30 об.%, G=1500 л/ч);

- третий слой из Si₃N₄ (T=1300°С, концентрация SiCl₄ в смеси с азотом = 1,0-2,0 об.%, G=1500 л/ч);

- соответственно четвертый слой из SiC (T=1550°С, концентрация СН₃ SiCl₃=1,0 об.%, G водорода = 1500 л/ч);

- либо третий слой из ZrN (T=1500°С, концентрация ZrCl₄ в смеси с азотом = 1,0-1,5 об.%, G=1500 л/ч);

- соответственно четвертый слой из ZrC (T=1500°С, концентрация ZrCl₄ в смеси с азотом = 1,0-1,5 об.%, концентрация CH₄=0,5-1,0 об.%, G водорода = 1600 л/ч);

- либо третий слой из NbN (T=1250°С, концентрация NbCl₅ в смеси с азотом = 2,0-2,5 об.%, G=1500 л/ч);

- соответственно четвертый слой из NbC (T=1300°С, концентрация NbCl₅ в смеси = 0,5-0,8 об.%, концентрация CH₄=0,3-0,5 об.%, G водорода = 1600 л/ч);

- пятый слой из высокоплотного изотропного пироуглерода (Т=1300°С, концентрация С₃Н₆ в смеси с аргоном=30 об.%, G=1600 л/ч).

Анализ экспериментальных результатов по облучению микротвэлов, включающих только карбидные слои показал, что герметичность покрытий ограничивается максимальными температурами, не превышающими 1350°С, в то время как МТ с карбидными и нитридными слоями (Si₃N₄-SiC, ZrN-ZrC, NbN-NbC) позволяют увеличить температуру облучения до 1450°С и более, обеспечивая при этом удержание ГПД и ТПД в пределах МТ на требуемом уровне. Кроме того, экспериментально обнаружено, что слои из нитридов кремния, циркония, ниобия являются более коррозионно-стойкими по сравнению со слоями карбидов соответствующих материалов по отношению к таким радионуклидам, как цезий и серебро.