ИССЛЕДОВАНИЕ ВЫХОДА ПРОДУКТОВ ДЕЛЕНИЯ ИЗ ОБЛУЧЕННОГО ОКСИДНОГО И НИТРИДНОГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА ПРИ ВЫСОКОТЕМПЕРАТУРНОМ НАГРЕВЕ В ПОТОКЕ ГЕЛИЯ

С. И. Поролло, Л. И. Мосеев, Ю. В. Конобеев

Аннотация


Приведены результаты исследования выхода радиоактивных продуктов деления 85Kr и 137Cs из диоксидного и мононитридного ядерного топлива, облученного в быстрых реакторах БН-600 и БР-10. Исследование высокоактивных образцов топлива проводилось на дистанционной экспериментальной установке, расположенной в горячей камере. Показано, что при почти одинаковых температурно-временных режимах отжига облученных образцов выход обоих продуктов деления — благородного газа 85Kr и летучего продукта деления 137Cs из диоксидного топлива примерно в 2 раза выше, чем из мононитридного. Выход 85Kr и 137Cs из облученного диоксида урана происходит в три термически активированные стадии, которые для 137Cs сдвинуты на 89—330 °С в сторону более низкой температуры по отношению к 85Kr. Рис. 5, табл. 2, список лит. 9 назв.

Полный текст:

PDF

Литература


Hiernaut J., Wiss T., Colle J. e.a. Fission product release and microstructure change during laboratory annealing of a very high burn-up fuel specimen. — J. Nucl. Mater., 2008, v. 377, p. 313—324.

Hiernaut J., Ronchi C. Fission gas release and volume diffusion enthalpe in UO2 irradiated at low and high burnup. — Ibid., 2001, v. 294, p. 39—44.

Colle J., Hiernaut J., Papaioannou D. e.a. Fission product release in high-burn-up UO2 oxidized to U3O8. — Ibid., 2006, v. 348, p. 229—242.

Ronchi C., Hiernaut J. Helium diffusion in uranium and plutonium oxides. — Ibid., 2004, v. 325, p. 1—12.

Забродская С.В., Мосеев Л.И., Поплавский В.М. и др. Экспериментально-расчетное исследование выхода радиоактивных продуктов из облученного топлива быстрого натриевого реактора. — Атомная энергия, 2018, т. 124, вып. 2, с. 80—86.

Поролло С.И., Иванов С.Н., Мариненко Е.Е. и др. Анализ экспериментальных данных о газовыделении и распухании облученного в реакторе БР-10 мононитридного уранового топлива. — Там же, 2016, т. 121, вып. 6, с. 326—332.

Грачев А.Ф., Забудько Л.М., Иванов Ю.А. и др. Результаты исследования твэлов БН-600 со смешанным нитридным уран-плутониевым топливом и оболочкой из стали ЧС68-ИД х.д. — Там же, 2019, т. 126, вып. 3, с. 160—166.

Любимов Д.Ю., Дерябин И.А., Булатов Г.С. и др. Термодинамическое моделирование фазового состава смешанного уран-плутониевого мононитрида с примесью кислорода при облучении до выгорания 140 ГВт·сут/т и температуре 900—1400 К. — Там же, 2015, т. 118, вып. 1, с. 24—29.

Thetford R., Mignanelli M. The chemistry and physics of modelling nitride fuels for transmutation. — J. Nucl. Mater., 2003, v. 320, p. 44—53.


Ссылки

  • На текущий момент ссылки отсутствуют.