×
29.03.2019
219.016.f344

МИКРОТВЭЛ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА С ТРЕХСЛОЙНЫМ ЗАЩИТНЫМ ПОКРЫТИЕМ ТОПЛИВНОЙ МИКРОСФЕРЫ

Вид РИД

Изобретение

Юридическая информация Свернуть Развернуть
Краткое описание РИД Свернуть Развернуть
Аннотация: Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к микротвэлам ядерного реактора. Микротвэл ядерного реактора с трехслойным защитным покрытием топливной микросферы, в котором первый от топливной микросферы слой выполнен из композиции углерод-карбид кремния с содержанием кремниевой фазы 30-35 мас.% в приповерхностной зоне внешней границы слоя глубиной 0,05-0,10 от толщины слоя и содержанием кремниевой фазы в остальной части первого слоя 1-15 мас.%, второй слой выполнен из карбида кремния, третий от топливной микросферы слой выполнен из композиции углерод-карбид кремния, третий слой выполнен с содержанием кремниевой фазы 5-10 мас.% в приповерхностной зоне внешней границы слоя глубиной 0,1-0,2 от толщины слоя и содержанием кремниевой фазы в остальной части третьего слоя 15-30 мас.%. Изобретение обеспечивает повышение ресурса эксплуатации (глубины выгорания топлива) за счет снижения внутреннего давления СО и повышения коррозионной стойкости карбидного слоя.
Реферат Свернуть Развернуть

Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к микротвэлам ядерного реактора.

Микротвэл (МТ) ядерного реактора - это топливная микросфера (ТМ) из делящегося материала (UO2, PuO2, ThO2, смесей на их основе и др.) со слоями защитных покрытий (Бедениг Д. Газоохлаждаемые высокотемпературные реакторы. Пер. с нем. М.: Атомиздат, 1975, 224 с).

В качестве защитных покрытий на ТМ применяют пироуглерод (PyC), карбид кремния (SiC), карбид циркония (ZrC) и другие керамические материалы.

Основная функция защитных покрытий - это удержание в процессе облучения МТ газообразных (ГПД) и твердых продуктов деления (ТПД). В качестве первого слоя на ТМ обычно используют PyC низкой (≤1,10 г/см3) плотности, который является резервуаром для сбора ГПД и служит компенсатором, нивелирующим несоответствие в коэффициентах линейного термического расширения (КЛТР) между ТМ и последующими высокоплотными слоями. Высокоплотный изотропный PyC является диффузионным барьером по отношению к ГПД, SiC и ZrC - являются основными силовыми слоями в МТ и диффузионными барьерами для ТПД.

На стадии разработки МТ такие их характеристики, как плотность, толщина слоев, параметры микроструктуры, содержание примесей делящегося материала и т.п., выбираются с учетом специфики работы ядерного реактора.

Известен микротвэл ядерного реактора, содержащий ТМ из UO2 и двухслойное PyC-покрытие, первый слой которого выполнен из PyC низкой плотности, второй слой - из высокоплотного изотропного PyC (Макаров В.М., Махова В.А., Мирошкин Л.В. и др. Высокотемпературные газоохлаждаемые реакторы за рубежом. Вып.2. Топливо и твэлы для высокотемпературных реакторов (Аналитический обзор), АИНФ 441, М., ЦНИИАтоминформ, 1977, 164 с.; Каае J.L., The mechanical behavior of BISO - coated fuel particles during irradiation. Part 1: Analysis of stresses and strains generated in the coating of a BISO fuel particle during irradiation - Nuclear Technology, vol.35, September 1977, p.359-367; Каае J.L. et al. Part 2 - Nuclear Technology, vol.35, September 1977, p.368-378).

Недостатком указанного МТ является ограниченный ресурс эксплуатации (глубины выгорания ядерного топлива), обусловленный развитием высокого внутреннего давления ГПД и газообразных продуктов взаимодействия UO2 с углеродом, например СО и CO2. В результате деления UO2 образуется свободный кислород, который также вносит, взаимодействуя с углеродом, дополнительный вклад в избыточное давление газов под оболочкой второго изотропного высокоплотного PyC-слоя. Экспериментальные оценки показывают, что СО и СО2 могут привносить примерно 20% дополнительного давления газов в МТ. Высокое давление ГПД, СО и СО2 существенно повышают вероятность разрушения высокоплотного PyC-слоя. Другим существенным недостатком МТ с двухслойным PyC-покрытием является высокая проницаемость через высокоплотный изотропный PyC ТПД. Проницаемость, например, Cs в PyC по сравнению с SiC на 3-5 порядков выше при температурах облучения 1000-1300°С и на 6-7 порядков при 1500-1700°С. Опасный в радиологическом отношении 110mAg при температурах облучения 1300°С и более пироуглеродом плотностью ≥1,80 г/см3 не удерживается.

Известен микротвэл ядерного реактора, содержащий топливную микросферу из (U0,8Pu0,2)O2 диаметром 850 мкм и трехслойное защитное покрытие, первый слой которого выполнен из пироуглерода низкой плотности, второй слой - из плотного пироуглерода, третий слой выполнен из карбида кремния (М.Dalle Donne and G.Schumacher. Considerations on PyC and SiC coated oxide particles for gas cooled fast reactor application. - J. of Nucl. Mater., 40 (1971), p.27-40).

Недостатком указанного МТ, также как и предыдущего, является ограниченный ресурс эксплуатации (глубины выгорания ядерного топлива), обусловленный одновременно протекающими физико-химическими превращениями во всех трех слоях защитных покрытий:

- интенсивная радиационная усадка низкоплотного PyC, образование в нем радиальных трещин, распространяющихся до высокоплотного PyC;

- одновременно в высокоплотном PyC под действием быстрых нейтронов протекают процессы радиационно-размерных изменений, приводящие к развитию опасных для хрупкого материала растягивающих напряжений;

- образующийся в результате деления оксидного ядерного топлива кислород по радиальным трещинам в низкоплотном PyC доставляется к внутренней поверхности высокоплотного PyC-слоя, вызывая его локальную коррозию;

- результатом совокупного действия вышеперечисленных факторов является существенное повышение вероятности разрушения высокоплотного PyC, которое, как правило, выражается в образовании в нем радиальных трещин;

- радиальные трещины в высокоплотном PyC открывают прямой доступ к внутренней поверхности SiC-слоя как ТПД, так и СО/СО2;

- СО/CO2 интенсивно взаимодействуют с SiC и существенно повышают

вероятность его разрушения под действием ГПД.

Так как SiC-слой является наружным в данном МТ, то, например, при запрессовывании его в матрицу твэла существенно повышается вероятность механического повреждения карбида кремния как хрупкого материала.

Наиболее близким аналогом-прототипом предложенному техническому решению является микротвэл ядерного реактора с трехслойным защитным покрытием топливной микросферы, в котором первый слой выполнен из пироуглерода низкой плотности, второй слой выполнен из высокоплотного изотропного пироуглерода, третий слой выполнен из композиции углерод - карбид кремния (Kaal J.L., Sterling S.A., Yang L. Improvements in the performance of nuclear fuel particles offered by silicon-alloyed carbon coatings. - Nucl. Technol., Vol.35, September 1975, p.536-547).

Недостатком указанного МТ является ограниченный ресурс эксплуатации (глубины выгорания топлива) из-за высокого выхода ТПД, особенно Cs, Sr, Ba, Ag, при температурах облучения 1100°С и выше. При флюенсе быстрых нейтронов более 1,0·1021 н/см2 в низкоплотном пироуглероде образуются трещины, которые распространяются в высокоплотном изотропном PyC и, тем самим, открывают прямой доступ СО и ТПД к SiC-C-композиции. В таких условиях SiC-C-композиция подвергается интенсивному коррозионному воздействию со стороны СО по схеме: SiC+2СО→SiO2+3С. Образующиеся на внутренней поверхности SiC-C-композиции оксикарбидные фазы типа SiCxOy подвергаются интеркаляционному воздействию ТПД, например, Cs, Ba, J и др. с образованием анизотропных слоистых структур. Последние обуславливают развитие локальных растягивающих напряжений в слое SiC-C и в совокупности с возрастающим внутренним давлением ГПД и СО повышают вероятность разрушения наружного слоя, т.е. разгерметизацию всего МТ.

Перед авторами предложенного технического решения стояла задача повышения ресурса эксплуатации (глубины выгорания топлива) микротвэла за счет снижения внутреннего давления СО и повышения коррозионной стойкости карбидного слоя.

Поставленная задача решается тем, что в микротвэле ядерного реактора с трехслойным защитным покрытием топливной микросферы, в котором третий от топливной микросферы слой выполнен из композиции углерод-карбид кремния, первый от топливной микросферы слой выполнен из композиции углерод-карбид кремния с содержанием кремниевой фазы 30-35 мас.% в приповерхностной зоне внешней границы слоя глубиной 0,05-0,10 от толщины слоя и содержанием кремниевой фазы в остальной части первого слоя 1-15 мас.%, третий слой выполнен с содержанием кремниевой фазы 5-10 мас.% в приповерхностной зоне внешней границы слоя глубиной 0,1-0,2 от толщины слоя и содержанием кремниевой фазы в остальной части третьего слоя 15-30 мас.%, а второй слой выполнен из карбида кремния.

Причинно-следственная связь между существенными признаками и техническим результатом заключается в следующем.

Каждый из слоев предложенного микротвэла ядерного реактора выполняет следующие функции:

- первый слой из SiC-C-композиции создает «свободный» объем для локализации ГПД, а также (особенно 5-10% толщины наружной части слоя с содержанием кремниевой фазы 30,0-35,0 мас.%) является геттером для СО и некоторых ТПД, облегчая тем самым коррозионную нагрузку на SiC-слой; следует также отметить, что SiC-C-композиция по сравнению с чистым низкоплотным PyC имеет иную природу радиационно-размерных изменений: для нее характерно образование усадочных трещин в тангенциальном направлении по отношению к поверхности покрытия, что не создает каналов для прямого транспорта СО и ТПД к слою SiC;

- второй слой из SiC является основным силовым слоем, противодействующим внутреннему давлению ГПД и СО, а также является диффузионным барьером по отношению к ТПД;

- третий слой из SiC-C-композиции, являясь дополнительным диффузионным барьером для ГПД и ТПД, содержит в основном объеме 15-30 мас.% кремниевой фазы. Коэффициент линейного термического расширения такого состава близок к КЛТР второго слоя из карбида кремния, что препятствует образованию растягивающих (разрушающих) напряжений на его поверхности. Поверхностная зона третьего слоя при содержании кремниевой фазы 5-10 мас.% более пластична по сравнению с основным объемом слоя и, как следствие, в меньшей степени подвержена разрушению при внешнем механическом воздействии.

Пример осуществления предлагаемого технического решения

Трехслойное защитное покрытие на топливные микросферы из диоксида урана диаметром 500 мкм последовательно осаждают в кипящем слое:

первый слой из SiC-C-композиции:

90-95% толщины слоя осаждали при температуре 1450±20°С за счет пиролиза СН3SiH32Н2-Ar смеси при содержании в ней 5,0-10,0 об.% СН3SiH3 и 40,0-50,0 об.% С2Н2. Суммарный расход газовой смеси для псевдосжижения частиц составлял 1500 л/ч; 5-10% толщины слоя осаждения при содержании в смеси 15,0-30,0 об.% СН3SiH3 и 20,0-25,0 об.% С2Н2. Суммарный расход газовой смеси 1500 л/ч;

второй слой из SiC:

осаждение SiC осуществляли при температуре 1550°С и концентрации СН3SiCl3 в смеси с водородом 1,0 об.%. Расход водорода на псевдосжижение навески частиц 1500 л/ч;

третий слой из SiC-C-композиции:

80-90% толщины слоя осаждали при температуре 1320±20°С за счет пиролиза СН3SiCl33Н6-Ar смеси при содержании в ней 10,0-20,0 об.% СН3SiCl3 и 5,0-7,0 об.% С3Н6. Суммарный расход газовой смеси 1500 л/ч; 10-20% толщины наружной части слоя осаждали при содержании в смеси 5,0-10,0 об.% СН3SiCl3 и 15,0-20,0 об.% С3Н6. Суммарный расход газовой смеси 1500 л/ч.

Сопоставление экспериментальных данных по облучению МТ, имеющем в своем составе в качестве первого слоя низкоплотный PyC, с МТ по предложенному техническому решению (замена его на SiC-C-композицию) позволяет как минимум на 20% уменьшить внутреннее давление газов, образующихся за счет взаимодействия высвобождающегося в процессе деления UO2 кислорода и взаимодействующего с PyC с образованием СО/СО2.

За счет связывания СО по схеме SiC+2СО→SiO2+3С в пределах первого слоя уменьшается его коррозионное воздействие на SiC второго слоя. Одновременно образующиеся в пределах первого слоя оксикарбидные структуры являются геттером для ТПД, что также уменьшает их коррозионное воздействие на SiC-слой.

Иная, по сравнению с чистым низкоплотным PyC, природа радиационно-размерных изменений SiC-C-композиции (отсутствие сквозных радиальных трещин) благоприятным образом сказывается на радиационной стойкости SiC-слоя по причине отсутствия на его внутренней поверхности локальных концентраторов растягивающих напряжений.

Минимизация этих неблагоприятных факторов в предложенном микротвэле по сравнению с прототипом позволяет увеличить глубину выгорания топлива на 20-30%, температуру облучения на 200-250°С и флюенс быстрых нейтронов на 40-60%.

Микротвэлядерногореакторастрехслойнымзащитнымпокрытиемтопливноймикросферы,вкоторомтретийоттопливноймикросферыслойвыполненизкомпозицииуглерод-карбидкремния,отличающийсятем,чтопервыйоттопливноймикросферыслойвыполненизкомпозицииуглерод-карбидкремнияссодержаниемкремниевойфазы30-35мас.%вприповерхностнойзоневнешнейграницыслояглубиной0,05-0,10оттолщиныслояисодержаниемкремниевойфазывостальнойчастипервогослоя1-15мас.%,третийслойвыполненссодержаниемкремниевойфазы5-10мас.%вприповерхностнойзоневнешнейграницыслояглубиной0,1-0,2оттолщиныслояисодержаниемкремниевойфазывостальнойчаститретьегослоя15-30мас.%,авторойслойвыполненизкарбидакремния.
Источник поступления информации: Роспатент

Показаны записи 1-10 из 15.
20.02.2019
№219.016.be49

Способ осаждения металлических покрытий на керамические порошкообразные материалы

Изобретение относится к области газофазной металлургии, в частности к получению композиционных металлокерамических материалов. Предложен способ осаждения металлических покрытий на керамические порошкообразные материалы в кипящем слое, заключающийся в водородном восстановлении галогенидов...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002342349
Дата охранного документа: 27.12.2008
20.02.2019
№219.016.beb3

Способ отгонки водорода из засыпки порошка гидрида циркония

Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к способам, применяемым при изготовлении стержней топливных сердечников керметных тепловыделяющих элементов ядерных реакторов различного назначения. Сущность изобретения: откачку камеры производят до давления 10 мм рт.ст.,...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002399967
Дата охранного документа: 20.09.2010
20.02.2019
№219.016.c046

Микротвэл ядерного реактора

Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к микротвэлам ядерного реактора. Микротвэл ядерного реактора содержит топливную микросферу на основе UO и многослойное защитное покрытие. Защитное покрытие состоит из последовательно нанесенных на топливную микросферу слоев из...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002333555
Дата охранного документа: 10.09.2008
20.02.2019
№219.016.c04b

Микротвэл для сверхвысокотемпературного ядерного реактора

Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к сверхвысокотемпературным реакторам космического применения. Микротвэл для сверхвысокотемпературного ядерного реактора содержит топливную микросферу на основе UC-ZrC и четырехслойное покрытие. Первый от топливной микросферы слой...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002333551
Дата охранного документа: 10.09.2008
29.03.2019
№219.016.f1d0

Керметный тепловыделяющий элемент водо-водяного ядерного реактора

Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к конструкции керметных тепловыделяющих элементов, применяемых в ядерных реакторах с водяным теплоносителем. Керметный тепловыделяющий элемент водо-водяного ядерного реактора состоит из циркониевой оболочки, тепловыделяющего...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002313142
Дата охранного документа: 20.12.2007
29.03.2019
№219.016.f341

Микротвэл ядерного реактора

Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к микросферическому топливу с керамическими покрытиями. Микротвэл ядерного реактора содержит топливную микросферу из UO и многослойное покрытие, состоящее из последовательно нанесенных на топливную микросферу слоев из низкоплотного...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002333550
Дата охранного документа: 10.09.2008
29.03.2019
№219.016.f34b

Микротвэл ядерного реактора

Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к микротвэлам ядерного реактора. Микротвэл ядерного реактора содержит топливную микросферу и многослойное защитное покрытие, состоящее из последовательно нанесенных на топливную микросферу слоев из пироуглерода низкой плотности,...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002333553
Дата охранного документа: 10.09.2008
29.03.2019
№219.016.f375

Способ изготовления керметного стержня топливного сердечника тепловыделяющего элемента ядерного реактора

Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к способам изготовления керметных стержней топливных сердечников тепловыделяющих элементов (твэл) ядерных реакторов различного назначения. В трубу из циркониевого сплава засыпают определенное количество порошков ядерного топлива и...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002305334
Дата охранного документа: 27.08.2007
29.03.2019
№219.016.f376

Заготовка стержня топливного сердечника керметного тепловыделяющего элемента ядерного реактора

Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к конструкции заготовки, используемой при прессовании стержней топливных сердечников керметных тепловыделяющих элементов (твэл) ядерных реакторов различного назначения. Заготовка стержня состоит из трубы, изготовленной из...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002305333
Дата охранного документа: 27.08.2007
29.03.2019
№219.016.f3b7

Микротвэл ядерного реактора

Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к микротвэлам ядерного реактора. Микротвэл ядерного реактора содержит топливную микросферу из делящегося материала и многослойное защитное покрытие. Защитное покрытие состоит из последовательно нанесенных на микросферу слоев...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002368964
Дата охранного документа: 27.09.2009
Показаны записи 1-10 из 22.
20.12.2013
№216.012.8e6b

Способ переработки уран-молибденовой композиции

Изобретение относится к области гидрометаллургии, в частности к способу переработки уран-молибденовой композиции, представляющей собой брак и отходы ядерного производства. Способ переработки уран-молибденовой композиции согласно изобретению включает окисление уран-молибденовой композиции при...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002502142
Дата охранного документа: 20.12.2013
20.01.2015
№216.013.1ee7

Способ получения тепловыделяющего элемента высокотемпературного ядерного реактора

Изобретение относится к технологии изготовления тепловыделяющих элементов для высокотемпературных ядерных реакторов. Способ включает изготовление матрицы на основе пластин(2) из углеродных материалов, в которых выполнены посадочные места с заложенными в них микротвэлами (1) с защитными...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002539352
Дата охранного документа: 20.01.2015
20.02.2019
№219.016.be49

Способ осаждения металлических покрытий на керамические порошкообразные материалы

Изобретение относится к области газофазной металлургии, в частности к получению композиционных металлокерамических материалов. Предложен способ осаждения металлических покрытий на керамические порошкообразные материалы в кипящем слое, заключающийся в водородном восстановлении галогенидов...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002342349
Дата охранного документа: 27.12.2008
20.02.2019
№219.016.beb3

Способ отгонки водорода из засыпки порошка гидрида циркония

Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к способам, применяемым при изготовлении стержней топливных сердечников керметных тепловыделяющих элементов ядерных реакторов различного назначения. Сущность изобретения: откачку камеры производят до давления 10 мм рт.ст.,...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002399967
Дата охранного документа: 20.09.2010
20.02.2019
№219.016.bec3

Способ переработки уран-молибденовой композиции

Изобретение относится к области гидрометаллургии, в частности к способу переработки уран-молибденовой композиции, представляющей собой брак и отходы ядерного производства. Сущность изобретения: способ переработки уран-молибденовой композиции включает окисление уран-молибденовой композиции при...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002395857
Дата охранного документа: 27.07.2010
20.02.2019
№219.016.bf78

Способ исследования радиационного поведения микротвэлов ядерного реактора

Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к способам исследования микротвэлов высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов. Способ исследования радиационного поведения микротвэлов ядерного реактора заключается в облучении образцов высокоэнергетическими ионами с...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002357302
Дата охранного документа: 27.05.2009
20.02.2019
№219.016.c046

Микротвэл ядерного реактора

Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к микротвэлам ядерного реактора. Микротвэл ядерного реактора содержит топливную микросферу на основе UO и многослойное защитное покрытие. Защитное покрытие состоит из последовательно нанесенных на топливную микросферу слоев из...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002333555
Дата охранного документа: 10.09.2008
20.02.2019
№219.016.c04b

Микротвэл для сверхвысокотемпературного ядерного реактора

Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к сверхвысокотемпературным реакторам космического применения. Микротвэл для сверхвысокотемпературного ядерного реактора содержит топливную микросферу на основе UC-ZrC и четырехслойное покрытие. Первый от топливной микросферы слой...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002333551
Дата охранного документа: 10.09.2008
29.03.2019
№219.016.f174

Способ переработки урансодержащей композиции

Изобретение относится к области металлургии и может быть использовано в производстве ядерного топлива. Фрагментированную урансодержащую композицию, состоящую из диоксида урана и полиэтилена, загружают в реакционную емкость с установленным над ней вытяжным зонтом. Площадь сечения зазора между...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002396211
Дата охранного документа: 10.08.2010
29.03.2019
№219.016.f1d0

Керметный тепловыделяющий элемент водо-водяного ядерного реактора

Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к конструкции керметных тепловыделяющих элементов, применяемых в ядерных реакторах с водяным теплоносителем. Керметный тепловыделяющий элемент водо-водяного ядерного реактора состоит из циркониевой оболочки, тепловыделяющего...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002313142
Дата охранного документа: 20.12.2007
+ добавить свой РИД