Fuel elements with unalloyed metallic fuel for fast reactors. Study of their behaviour under rated operating conditions and in an emergency
Description
The potentialities and actual properties of fuel elements with rods of unalloyed metallic U-(13-17)% Pu fuel and steel EhI-847 fuel cans are under consideration. An estimate is made for permissible temperatures of the fuel and for thermal loads in helium filled fuel elements. Corrosion-mechanical effects under some emergency conditions are discussed. To reduce the danger of fuel-cladding physical and chemical interactions the protective metallic (W, Cr) and oxide or oxycarbide layers are applied. Studied accomplished in BOR-60 and SM-2 reactors and post-irradiation experiments show that at temperatures below eutectic ones the metallic fuel has a rather high viscosity and does not penetrate through the cladding with real size defects. At temperatures above eutectic ones the fuel-cladding reaction products in the form of (U, Pu)6Fe-(U, Pu)Fe2 eutectics may promote the formation of a through defect and their release out of the cladding. It is concluded about the possibility to devise fuel elements with a high density metallic fuel which are rather reliable in operation under nominal and emergency conditions of fast reactors
Abstract (Russian)
Рассмотрены потенциальные возможности и реальные свойства твэлов с сердечниками из нелегированного металлического топлива (U, U-(13-17)% Pu) и оболочками из стали ЭИ-847. Проведена оценка допустимых температур топлива и тепловых нагрузок в твэлах с гелиевым заполнением. Изучена степень опасности механического контакта топливного сердечника с оболочкой. Обсуждаются коррозионно-механические эффекты при некоторых аварийных режимах. Для уменьшения опасности физико-химического взаимодействия материалов топлива и оболочки применялись металлические (W, Cr) и оксидные или оксикарбидные защитные слои. Исследования, проведенные в реакторах БОР-60 и СМ-2 и послереакторные эксперименты показали, что при температурах ниже эвтектической металлическое топливо имеет достаточно высокую вязкость и не проникает сквозь оболочку, имеющую дефекты реальных размеров. При температурах выше эвтектической продукты взаимодействия топлива с оболочкой в виде жидкой эвтектики (U, Pu)6Fe-(U, Pu)Fe2 могут способствовать образованию сквозного дефекта и их выходу за пределы оболочки. Сделан вывод о возможности создания твэлов с высокоплотным металлическим топливом, достаточно надежных для работы в номинальных и аварийных режимах быстрых реакторовAdditional details
Additional titles
- Original title (Russian)
- Твэлы с нелегированным металлическим топливом для БН-реакторов. Изучение поведения в номинальных и аварийных режимах
Publishing Information
- Publisher
- GNTs RF NIIAR
- Imprint Place
- Dimitrovgrad (Russian Federation)
- ISBN
- 5-85165-651-4
- Imprint Title
- Collection of reports of 6. Russian conference on reactor material science. Vol. 2. P. 3. Fuel assemblies, fuel elements, absorber members, zirconium materials for nuclear reactors
- Imprint Pagination
- 268 p.
- Journal Page Range
- p. 184-194
Conference
- Title
- 6. Russian conference on reactor material science
- Original Conference Title
- Shestaya Rossijskaya konferentsiya po reaktornomu materialovedeniyu
- Dates
- 11-15 Sep 2000
- Place
- Dimitrovgrad (Russian Federation)
INIS
- Country of Publication
- Russian Federation
- Country of Input or Organization
- Russian Federation
- INIS RN
- 33060207
- Subject category
- S36: MATERIALS SCIENCE; S21: SPECIFIC NUCLEAR REACTORS AND ASSOCIATED PLANTS;
- Resource subtype / Literary indicator
- Conference
- Descriptors DEI
- ALLOY NUCLEAR FUELS; BOR-60 REACTOR; CORROSION; EUTECTICS; FUEL CANS; FUEL ELEMENTS; FUEL-CLADDING INTERACTIONS; HIGH ALLOY STEELS; PLUTONIUM ALLOYS; POST-IRRADIATION EXAMINATION; SM-2 REACTOR; TEMPERATURE DEPENDENCE; TEMPERATURE RANGE 0400-1000 K; TIME DEPENDENCE; URANIUM; URANIUM BASE ALLOYS; YIELD STRENGTH
- Descriptors DEC
- ACTINIDE ALLOYS; ACTINIDES; ALLOYS; BREEDER REACTORS; CHEMICAL REACTIONS; ELEMENTS; ENERGY SOURCES; ENRICHED URANIUM REACTORS; EPITHERMAL REACTORS; EXPERIMENTAL REACTORS; FAST REACTORS; FBR TYPE REACTORS; FUELS; IRON ALLOYS; IRON BASE ALLOYS; IRRADIATION REACTORS; LIQUID METAL COOLED REACTORS; LMFBR TYPE REACTORS; MATERIALS; MATERIALS TESTING REACTORS; MECHANICAL PROPERTIES; METALS; NUCLEAR FUELS; POWER REACTORS; REACTOR COMPONENTS; REACTOR MATERIALS; REACTORS; RESEARCH AND TEST REACTORS; SODIUM COOLED REACTORS; SOLID FUELS; STEELS; TANK TYPE REACTORS; TEMPERATURE RANGE; THERMAL REACTORS; TRANSITION ELEMENT ALLOYS; URANIUM ALLOYS; WATER COOLED REACTORS; WATER MODERATED REACTORS
Optional Information
- Notes
- 6 refs., 8 figs. Imprint:Sbornik dokladov Shestoj Rossijskoj konferentsii po reaktornomu materialovedeniyu. Tom 2. Chast' 3. TVS, tvehly, pehly, tsirkonievye materialy dlya yadernykh reaktorov