Реакторные ползучесть и доспекаемость крупнозернистого топлива UO₂

С использованием разработанных методов и экспериментальных средств в реакторных условиях при плотности делений 1.0 ⋅ 10¹³ и 1.2 ⋅ 10¹³ 1/(см³ с) проведено исследование ползучести и доспекаемости образцов крупнозернистого топлива типа ВВЭР. Диаграммы деформации при исследовании ползучести в интервале напряжений 10–40 МПа получены при эффективной температуре образцов 943, 1020, 1200 и 1301 К. Показано, что до температуры 1123 К деформация в основном определяется радиационной ползучестью, что подтверждается ее линейной зависимостью от напряжения. При более высокой температуре увеличивается вклад радиационно-термической ползучести, причем ее вклад в общую деформацию возрастает с ростом напряжения. Значения скоростей ползучести, полученные при температурах 1200 и 1301 К, выше, чем для таблеток диоксида урана со стандартным зерном. Диаграмма деформации при исследовании доспекаемости топливного столба высотой 88.32 мм получена при эффективной температуре образцов 960 К. Доспекаемость по высоте составила (0.070−0.095) с учетом погрешности. Показано, что в пределах экспериментальной погрешности радиационная доспекаемость дает малый вклад в результирующую деформацию топлива в сравнении с ползучестью.

1. Solomon A.A., Roubort J.L., Voglewede J.C. Fission Induced Creep of UO2 and Its Significance to Fuel Element Performance. 1971. Chicago: Argonne National Laboratory.

2. ASTM C776-17. Standard Specification for Sintered Uranium Dioxide Pellets for Light Water Reactors. 2017.

3. Mikheev E.N. et al. // Proc. Top Fuel 2015: Reactor Fuel Performance. 2015. P. 379.

4. Mikheev E.N. et al. // Proc. Top Fuel 2016: LWR Fuels with Enhanced Safety and Performance. 2016. P. 463.

5. Малыгин В.Б. и др. Патент РФ на полезную модель № 117701. Г21Д 1/00. Бюллетень “Изобретения. Полезные модели”. 2012. № 18. С. 202.

6. ГОСТ Р 50618-93. Национальный стандарт Российской Федерации. Сильфоны компенсаторные однослойные металлические. Типы, общие технические требования.

7. Малыгин В.Б., Ремезов В.Н., Силин А.А. // Труды “Испытания реакторных материалов”. 1988. Москва: Энергоатомиздат. С. 34−36.

8. ГОСТ Р 8.585-2001. Национальный стандарт Российской Федерации. Термопары. Номинальные статические характеристики преобразования.

9. LabView Professional Development System. National Instruments Ltd. 2013. https://www.ni.com/en/shop/labview/select-edition.html

10. Lynds L. et al. X-Ray and Density Study of Nonstoichiometry in Uranium Oxides. 1963. Washington: American Chemical Society.

11. Leinders G. et al. // J. Nucl. Mater. 2015. V. 459. P. 135.

12. SIAMS Photolab Version 4.0-b-r 3834: http://siams.com.

13. Regulatory Guide Office of NRC 1.126: An Acceptable Model and Related Statistical Methods for the Analysis of Fuel Densification. 2010. U.S.: Nuclear Regulatory Commission.

14. ANSYS 7.0 Documentation. Thermal Analysis Guide. 2009. Canonsburg: ANSYS Inc.

15. Иванов В.Б., Цыканов В.А., Булычева Л.В., Ванеев Ю.Е. и др. Труды по нейтронно-физическим характеристикам каналов облучения реактора СМ. Отчет инв. № О-4479. 1996. Димитровград: НИИАР.

16. Программа MCU-RR с библиотекой ядерных констант DLC/MCUDAT-2.1. Отчет инв. № 36/16-2000. 2000. Москва: НИЦ “Курчатовский институт”.

17. Perrin J. // J. Nucl. Mater. 1972. V. 42 (1). P. 101.

18. Stehle H., Assman H. // J. Nucl. Mater. 1974. V. 52 (2). P. 303.

19. Olander D. Fundamental Aspects of Nuclear Reactor Fuel Elements. TID-26711-P1. 1976. U.S.: Energy Research and Development Administration.

20. Малыгин В.Б. // Инженерная физика. 1999. Т. 1. С. 23.

21. Brucklacher D., Dienst W. // J. Nucl. Mater. 1972. V. 42. P. 285.

22. Sykes E.C., Sawbridge P.T. Irradiation Induced Creep of Uranium Dioxide: Tech. Report RD/B/N 1489. 1969. Berkeley: Central Electricity Generating Board.

23. Clough D.J. // J. Nucl. Mater. 1977. V. 65. P. 24.

24. Perrin J. // J. Nucl. Mater. 1971. V. 39. P. 175.

25. Малыгин В.Б. Механические свойства и размерная стабильность топлива энергетических ядерных реакторов. Дисс. д.т.н. 1997. Москва.

26. Соколов А.Н. Экспериментальное и расчетное обоснование использования оксидного топлива с низким сопротивлением деформированию в ТВЭлах энергетических реакторов. Дисс. к.т.н. 05.14.03. 2005. Москва.

27. Maier G., Assmann H., Dorr W. // J. Nucl. Mater. 1988. V. 153. P. 213.

28. Volkov B., Tverberg T. // Proc. 4th Int. Conf. on WWER Fuel Performance, Modelling and Experimental Support. 1–5 Oct., 2001. P. 186–196.

29. Volkov B.Yu. et al. // At. Energy. 2013. V. 114 (6). P. 325.