Факультет: Физико-технический факультет

Кафедра: Замкнутого ядерного топливного цикла

Направление: 14.04.02 «Ядерные физика и технологии»

​

Научный семинар

На тему: Высокотемпературная ползучесть СНУП топлива

​

Презентацию подготовила

студентка группы М20-117

Гришанова А-Л. А.

Преподаватель

Петрушков В. А.

Москва 2021

МИНИСТЕРСТВО НАУКИ И ВЫСШЕГО ОБРАЗОВАНИЯ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ

ФЕДЕРАЛЬНОЕ ГОСУДАРСТВЕННОЕ АВТОНОМНОЕ ОБРАЗОВАТЕЛЬНОЕ УЧРЕЖДЕНИЕ ВЫСШЕГО ОБРАЗОВАНИЯ

«Национальный исследовательский ядерный университет «МИФИ»

(НИЯУ МИФИ)

2

Введение

СНУП топливо представляет собой смесь нитрида урана и нитрида плутония. Содержание плутония в топливе, как правило, лежит в интервале 10-20 %. СНУП топливо является одним из перспективных видов топлива для реакторов на быстрых нейтронах. Выбор его типа продиктован степенью экспериментальной проработки, устойчивостью в аварийных и переходных режимах, эксплуатационной надежностью, возможностью применения в разрабатываемых реакторах и готовностью российских технологий топливного цикла к переработке и рефабрикации.

Использование в быстрых реакторах мононитридного уран-плутониевого топлива высокой плотности (свыше 12 г/см³) и теплопроводности (свыше 15 Вт/(м·К)) позволяет обеспечить КВА ≈ 1,06, с отказом от уранового бланкета, возможность работы в равновесном режиме с минимальным запасом реактивности, исключая производство плутония оружейного качества. Низкая температура топлива способствует предотвращению перегрева и разрушения оболочек при аварийной потере охлаждения и ввода реактивности.

​

​

3

Преимущества СНУП топлива

• высокая теоретическая плотность нитридов урана 14,32 г/см³ и плутония 14,23 г/см³ (у диоксидов 10,96 и 11,46 г/см³ соответственно);
• высокая теплопроводность нитрида (23,19 Вт/(м·К) для UN и ~12 Вт/(м·К) для PuN при Т=1000 K, при этом у оксидного топлива теплопроводность составляет 3,32 Вт/(м·К) для UO² и 3,48 Вт/(м·К) для PuO² при Т=1000 K);
• совместимо с натриевым и свинцово-висмутовым теплоносителем;
• стойкость на воздухе;
• обладает лучшей растворимостью в азотной кислоте.

​

​

4

Недостатки СНУП топлива

​

Рисунок 1 – Сечение радиационного захвата ¹⁴N

(1)

Реакция образования радиоизотопа ¹⁴С:

5

Недостатки СНУП топлива

• возможно разложение (диссоциация) нитридного топлива в при температурах > 1700 °С;
• скорость высокотемпературной ползучести ниже, чем у оксидного топлива;
• более высокая скорость радиационного распухания;
• более высокое удерживание газообразных продуктов деления.

​

​

6

Ползучесть

​

Рисунок 2 – Диаграмма основных видов ползучести

Рисунок 3 – Кривые ползучести при разных температурах t₁<t₂<t₃

t₁ – низкотемпературная ползучесть;

t₂, t₃ – высокотемпературная ползучесть.

​

7

Высокотемпературная ползучесть разных видов топлива

​

Рисунок 4 – Теоретическая скорость ползучести топлива UN и UO₂ при напряжении 20 МПа

8

Высокотемпературная ползучесть оксидного топлива

​

Рисунок 5 – Зависимость скорости ползучести от обратной температуры при напряжении 10 МПа

О- исходный диоксид, пористость 4,9%,

∆ - диоксид урана и плутония с ИПД, 8% выгорания, пористость 4,4%,

 - диоксид урана и плутония, пористость 8 %,

*- диоксид урана с ИПД, 8% выгорания, пористость18%,

+ - уран - гадолиниевое топливо с ИПД

​

9

Высокотемпературная ползучесть нитридного топлива

​

Рисунок 7 – Сравнение температурных зависимостей ползучести топлива полученного карботермическим методом (♦, ■) и методом синтеза из металлов (∆, ×, □, – – –) c литературными данными

10

Заключение

К настоящему времени в России и за рубежом увеличилось количество технологических исследований и реакторных испытаний мононитридного и СНУП топлива. Успешно проведены или проводятся реакторные испытания топлива в EBRII, Феникс, БР-10, БОР-60 и др. при различных теплонапряженности и выгораниях. Следует отметить успешную эксплуатацию реактора БР-10 в течение 18 лет с мононитридной урановой активной зоной, успешные испытания в БОР-60, дающие обоснование применению СНУП топлива в реакторах БРЕСТ-300-ОД и БН-1200.

Однако объем технологических исследований и изучения свойств СНУП топлива не достаточен, а полученные результаты неоднозначны. Требуется больший объем экспериментальных данных, в том числе и по высокотемпературной ползучести, для исключения опасности разрыва оболочки твэла топливом, выхода опасных продуктов деления в активную зону реактора и, вследствие, образования аварийных ситуаций.

​

​

Спасибо за внимание