композиционный материал для топливных сердечников дисперсионных твэлов

Формула изобретения

1. Композиционный материал для топливных сердечников дисперсионных твэлов, содержащий частицы из тугоплавкого соединения делящегося материала, распределенные в металлической матрице, содержащей элемент, выбранный из группы, включающей цирконий, отличающийся тем, что матрица дополнительно содержит один из элементов, выбранный из группы, включающей алюминий, ниобий, при следующем содержании компонентов матрицы, мас.%: для композиции из циркония и алюминия соответственно цирконий 56 - 97 и алюминий 44 - 3, а для композиции из циркония и ниобия соответственно цирконий 95 - 99 и ниобий 5 - 1, при следующем соотношении в материале делящегося и матричного компонентов, об.%:

Делящийся компонент - 60 - 75

Матричный компонент - Остальное

2. Композиционный материал по п.1, отличающийся тем, что частицы делящегося материала снабжены дополнительным покрытием из сплава на основе ниобия и циркония, имеющего структуру сплошного слоя толщиной 5 - 10 мкм, при следующем соотношении компонентов сплава, мас.%:

Ниобий - 90 - 96

Цирконий - Остальное

Описание изобретения к патенту

Изобретение относится к композиционным материалам для топливных сердечников дисперсионных твэлов, применяемых в ядерных реакторах с водяным теплоносителем.

Известен композиционный материал для топливного сердечника дисперсионного твэла, содержащего частицы диоксида урана (60 об.%) и матрицу из силумина (40 об.%) - сплав на основе алюминия (Al) и кремния (Si) (V.V.Popov. A. D.Karpin, I.A.Isupov. Results of experimental investigations for substantiation of WWER cermet fuel pin performance. Intermational Atomic Energy Agency, Techical Committee Meeting on Research of Fuel Aimed at Low Fission Gas Release. Moscow, Russia, 1-4 October 1996).

Недостатками известного композиционного материала являются неупорядочная структура (не исключается контакт топливных частиц друг с другом), низкая температура плавления материала матрицы (~590^oC) и, как следствие, низкие прочностные свойства силумина при эксплуатации в твэлах энергетических реакторов (~450^oC), не обеспечивающие компенсацию "твердого" распухания диоксида урана его пористостью.

Известен композиционный материал для топливного сердечника дисперсионного твэла ядерного реактора на быстрых нейтронах, содержащий частицы диоксида урана (60-70 об %), равномерно распределенные в объеме металлической матрицы из хрома (Сr) (В. И. Трефилов, В.Ф. Зеленский, B.П. Ашихмин и др. Разработка и испытания дисперсионного горючего UO₂-Cr для высокотемпературных реакторов на быстрых нейтронах. Радиационное материаловедение, Т.8. с. 103-111. Труды Международной конференции по радиационному материаловедению, Алушта, 22-25 мая 1990г.).

Недостаток известного композиционного материала заключается в том, что материал матрицы имеет значительное сечение поглощения тепловых нейтронов, что снижает эффективность использования топлива в реакторах на тепловых нейтронах типа ВВЭР.

Наиболее близким к предлагаемому композиционному материалу по решаемой технической задаче является композиционный материал, содержащий частицы диоксида урана (UO₂), распределенные в объеме металлической матрицы из циркония (Zr). Между частицами UO₂ и Zr может быть размещен подслой из ниобия (Nb) (Д. М. Скоров. Реакторное материаловедение, Атомиздат, Москва, 1966г., с. 166). Подслой вводится с целью исключения взаимодействия между UO₂ и Zr.

Недостатками известного дисперсионного топлива являются неупорядочная структура, низкое объемное содержание ядерного топлива (не более 50%), недостаточные прочностные характеристики Zr для компенсации "твердого" распухания диоксида урана его пористостью, не достигается совместимость диоксида урана с Zr при использовании Nb в качестве подслоя.

Анализ известных композиционных материалов для топливных сердечников дисперсионных твэлов, используемых в реакторах на тепловых нейтронах, показывает, что в настоящее время отсутствует композиционный материал, в котором одновременно сочетались бы такие положительные качества, определяющие высокий уровень эксплуатационных характеристик твэла и его надежность, как матричная структура с высоким содержанием ядерного топлива до 75 об.%, высокие прочностные характеристики материала матрицы, обеспечивающие распухание композиционного материала на уровне не более 1% с низким сечением захвата тепловых нейтронов материалом матрицы и отсутствием взаимодействия ядерного топлива с матрицей.

В основу заявляемого изобретения положена задача создания композиционного материала для топливных сердечников дисперсионных твэлов с содержанием топливного компонента до 75 об.%, при обеспечении повышенных эксплуатационных характеристик (геометрическая стабильность, выгорание, совместимость ядерного топлива с материалом матрицы) с использованием материалов, имеющих низкое сечение захвата тепловых нейтронов.

Для решения поставленной задачи предлагается композиционный материал, содержащий частицы из тугоплавкого соединения делящегося материала, распределенные в металлической матрице, содержащей элемент, выбранный из группы, включающей цирконий, отличающийся от ближайшего аналога тем, что матрица дополнительно содержит один из элементов, выбранный из группы, включающей алюминий, ниобий, при следующем содержании компонентов матрицы (мас.%): для композиции из циркония и алюминия соответственно - цирконий 97-56 и алюминий 3-44, а для композиции из циркония и ниобия соответственно - цирконий 95-99 и ниобий 5 - 1, при следующем соотношении в материале делящегося и матричного компонентов (об.%): делящийся компонент 60-75, матричный компонент - остальное.

Кроме того, в композиционном материале частицы делящегося материала могут быть снабжены дополнительным покрытием из сплава на основе ниобия и циркония, имеющего структуру сплошного слоя толщиной 5-10 мкм, при следующем соотношении компонентов сплава (мас.%): ниобий 90-96, цирконий - остальное.

Сущность предлагаемого композиционного материала заключается в следующем.

Дополнительное введение в матрицу, содержащую цирконий, одного из таких элементов как алюминий или ниобий, обеспечивает повышение прочностных характеристик материала (предел текучести, характеристики ползучести) до значений, достаточных для компенсации "твердого" распухания ядерного топлива его пористостью. По результатам экспериментальных исследований такие условия обеспечиваются при создании в топливных частицах сжимающих напряжений не меньше 30 МПа.

В композиционном материале с объемной долей ядерного топлива - диоксида урана (UO₂) или оксида плутония (PuO_2-x) равной 60% матрица на основе циркония с содержанием ниобия 1 мас.% или матрица на основе циркония с содержанием алюминия 3 мас.% создают в топливных частицах достаточные сжимающие напряжения. Цирконий не обладает достаточными прочностными свойствами. С повышением объемной доли ядерного топлива необходимо увеличивать прочностные характеристики материала матрицы. При объемной доле ядерного топлива 75% матрица должна содержать ниобий 5 мас.% или алюминий 8 мас.%. Использование матрицы с более высоким содержанием ниобия при рассматриваемом содержании ядерного топлива в композиции нежелательно. Это увеличивает сечение поглощения тепловых нейтронов материалом матрицы.

С увеличением содержания алюминия с 8 до 44 мас.% в матрице повышается коэффициент теплопроводности композиционного материала в несколько раз (коэффициент теплопроводности сплава Zr8Al равен 15 Вт/м C, а у сплава Zr44Al - 44 Вт/м C). Это свойство может быть использовано при снижении термических напряжений в элементах конструкции твэла. Использование матрицы с содержанием алюминия больше 44 мас.% ограничивается низкой температурой плавления твердого раствора алюминия в цирконии. Введение алюминия в больших количествах в матрицу незначительно изменяет сечение поглощения тепловых нейтронов.

Высокую эффективность введенного на топливные частицы дополнительного покрытия из сплава на основе Nb и Zr, выполняющего функцию защитного подслоя, можно объяснить малой растворимостью кислорода в рассматриваемых сплавах, при концентрациях циркония (до 10 мас.%.) в ниобии, обеспечивающих структуру твердого раствора. Растворимость кислорода в твердом растворе минимальна при концентрации Zr в Nb, равной 4-5 мас.%.

Сопоставительные тепловые испытаний при температурах (800- 1000^oC) образцов дисперсионной композиции на основе диоксида урана с различными материалами матрицы (Zr1Nb, Zr9Al, Zr22Al, Zr44Al) без подслоя между топливными частицами и матрицей и с различными подслоями (Nb, Nb5Zr, Nb15Zr) толщиной 5-10 мкм подтвердили высокую эффективность подслоя из Nb5Zr в повышении совместимости ядерного топлива с материалом матрицы. После изотермических отжигов (850^oC, 4 часа) в композиционных материалах с матрицей из Zr1Nb сплава обнаружены следы взаимодействия материала матрицы с диоксидом урана, которое проявляется в виде изменения микротвердости матрицы по толщине покрытия и возникновения зон повышенной травимости толщиной ~15 мкм в матрице, прилегающей к частице диоксида урана. Максимальную микротвердость (1140194 МПа) имеет слой покрытия, прилегающий к поверхности диоксида урана. Микротвердость матрицы вне зоны взаимодействия равна 72O68 МПа. Глубина зоны взаимодействия возрастает с увеличением времени и температуры испытания. Такое взаимодействие можно объяснить диффузией кислорода из диоксида урана. Такой же характер взаимодействия выявлен при температурах более 950^oC в композициях с матрицей из сплава на основе Zr, Al и в композициях с подслоями из Nb и Nb15Zr. Микротвердость подслоя ив Nb5Zr во всех композициях после тепловых испытаний снижается. Так после испытаний при температуре 1000^oC снижается с 47545 МПа (исходное значение) до 26036 МПа.

Эксперименты подтвердили, что при принятой технологии изготовления дисперсионной композиции толщина подслоя 5 мкм и больше предотвращает взаимодействие диоксида урана с матрицей. Введение подслоя толщиной больше 10 мкм нежелательно, так как приводит к увеличению количества ниобия в матрице, что повышает сечение захвата тепловых нейтронов матрицей.

Структура заявляемого материала приведена на фиг.1, 2, где 1 - диоксид урана, 2 - материал матрицы, 3 - подслой между диоксидом урана и матрицей. На фиг. 1 приведена структура композиционного материала с матрицей из Zr, Al сплава (а -объемная доля ядерного топлива 65%, Х75, травленный; б -объемная доля ядерного топлива 75%, Х100). На фиг. 2 приведена структура композиционного материала с матрицей из Zr, Nb сплава с подслоем из Nb5Zr (объемная доля топлива 75%, Х100, травленный).

Предлагаемый композиционный материал получен по технологической схеме, которая включает следующие основные операции: получение топливных частиц, нанесение на них покрытия необходимого состава, горячее изостатическое прессование контейнера с покрытыми топливными частицами и последующую механическую обработку. По такой схеме изготовлен композиционный материал с матричной структурой с содержанием ядерного топлива до 75%.