Исходные характеристики и результаты послереакторных исследований тепловыделяющих элементов c металлическим топливом
Описані конструкція та схема виготовлення тепловиділяючих елементів щепленого варіанту в багатошаровій
 оболонці, в яких в якості палива використані сплави урану. Представлені результати після реакторних досліджень
 тепловиділяючих елементів, що пропрацювали в реакторі Первої АЕС (м....
Saved in:
| Published in: | Вопросы атомной науки и техники |
|---|---|
| Date: | 2002 |
| Main Authors: | , , |
| Format: | Article |
| Language: | Russian |
| Published: |
Національний науковий центр «Харківський фізико-технічний інститут» НАН України
2002
|
| Subjects: | |
| Online Access: | https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/80155 |
| Tags: |
Add Tag
No Tags, Be the first to tag this record!
|
| Journal Title: | Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine |
| Cite this: | Исходные характеристики и результаты послереакторных исследований тепловыделяющих элементов c металлическим топливом / В.С. Красноруцкий, Н.Н. Белаш, В.Р. Татаринов // Вопросы атомной науки и техники. — 2002. — № 6. — С. 120-124. — Бібліогр.: 7 назв. — рос. |
Institution
Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine| _version_ | 1860072483835609088 |
|---|---|
| author | Красноруцкий, В.С. Белаш, Н.Н. Татаринов, В.Р. |
| author_facet | Красноруцкий, В.С. Белаш, Н.Н. Татаринов, В.Р. |
| citation_txt | Исходные характеристики и результаты послереакторных исследований тепловыделяющих элементов c металлическим топливом / В.С. Красноруцкий, Н.Н. Белаш, В.Р. Татаринов // Вопросы атомной науки и техники. — 2002. — № 6. — С. 120-124. — Бібліогр.: 7 назв. — рос. |
| collection | DSpace DC |
| container_title | Вопросы атомной науки и техники |
| description | Описані конструкція та схема виготовлення тепловиділяючих елементів щепленого варіанту в багатошаровій
оболонці, в яких в якості палива використані сплави урану. Представлені результати після реакторних досліджень
тепловиділяючих елементів, що пропрацювали в реакторі Первої АЕС (м. Обнінськ) на протязі 1530 діб до випалювання
22,0 МВт діб/кг, які підтверджують перспективність використаних технічних рішень, закладених у їх конструкцію, та
технологію виготовлення.
Описаны конструкция и схема изготовления тепловыделяющих элементов сцепленного варианта в многослойной
оболочке, в которых в качестве топлива использованы сплавы урана. Представлены результаты послереакторных исследований тепловыделяющих элементов, проработавших в реакторе Первой АЭС ( г. Обнинск ) в течение 1530 суток до
выгорания 22,0 МВт сут/кг, подтверждающие перспективность используемых технических решений, заложенных в их
конструкцию и технологию изготовления.
Design and fabrication structure for coupled fuel rods with multi-layer cladding (with Uranium alloy fuel) are described in
the report. Results of post-irradiation examination of fuel rods at the First NPP (Obninsk, Russia), for 1530 day-cycle up the 22,0
MWt day/kg burn up are presented in the report. The results confirm long-term perspective of the technical solutions, used for
design and fabrication technology.
|
| first_indexed | 2025-12-07T17:11:13Z |
| format | Article |
| fulltext |
УДК 669.296:621.78.019.84
ИСХОДНЫЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ И РЕЗУЛЬТАТЫ
ПОСЛЕРЕАКТОРНЫХ ИССЛЕДОВАНИЙ ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИХ
ЭЛЕМЕНТОВ С МЕТАЛЛИЧЕСКИМ ТОПЛИВОМ
В.С.Красноруцкий, Н.Н.Белаш, В.Р.Татаринов
Научно-технический комплекс «Ядерный топливный цикл», Национальный научный
центр «Харьковский физико-технический институт», г.Харьков, Украина,
e-mail: stcnfc@kipt.kharkov.ua; fax:+38 (0572) 352-754; tel.:+38 (0572) 356-129
Описані конструкція та схема виготовлення тепловиділяючих елементів щепленого варіанту в багатошаровій
оболонці, в яких в якості палива використані сплави урану. Представлені результати після реакторних досліджень
тепловиділяючих елементів, що пропрацювали в реакторі Первої АЕС (м. Обнінськ) на протязі 1530 діб до випалювання
22,0 МВт діб/кг, які підтверджують перспективність використаних технічних рішень, закладених у їх конструкцію, та
технологію виготовлення.
Описаны конструкция и схема изготовления тепловыделяющих элементов сцепленного варианта в многослойной
оболочке, в которых в качестве топлива использованы сплавы урана. Представлены результаты послереакторных иссле-
дований тепловыделяющих элементов, проработавших в реакторе Первой АЭС ( г. Обнинск ) в течение 1530 суток до
выгорания 22,0 МВт сут/кг, подтверждающие перспективность используемых технических решений, заложенных в их
конструкцию и технологию изготовления.
Design and fabrication structure for coupled fuel rods with multi-layer cladding (with Uranium alloy fuel) are described in
the report. Results of post-irradiation examination of fuel rods at the First NPP (Obninsk, Russia), for 1530 day-cycle up the 22,0
MWt day/kg burn up are presented in the report. The results confirm long-term perspective of the technical solutions, used for
design and fabrication technology.
ВВЕДЕНИЕ
В мировой практике развития ядерной энергетики
при разработке новых реакторных установок периоди-
чески рассматривается вопрос использования в каче-
стве топлива металлического урана и его сплавов.
Считается, что применение такого топлива по сравне-
нию с окисным уменьшит расход природного урана,
снизит топливную составляющую приведенных за-
трат, уменьшит объемы разделительного произ-
водства [1-3]. Серьезным препятствием к реализации
таких проектов является склонность урана к значи-
тельным формоизменениям под облучением и низкая
коррозионная стойкость при контакте с водными теп-
лоносителями.
В 80 годы в ННЦ ХФТИ был реализован проект по
созданию опытных тепловыделяющих элементов
сцепленного варианта в многослойной оболочке с
топливом, представляющим собой урановые сплавы с
Zr, Nb, Mo и др. Три опытные сборки, укомплектован-
ные такими ТВЭЛами, прошли реакторные испыта-
ния, а одна из них была исследована в горячих каме-
рах.
В настоящей работе приведены исходные характе-
ристики тепловыделяющих элементов с металличе-
ским топливом и результаты послереакторных иссле-
дований геометрических параметров тепловыделяю-
щих элементов, структуры топливных и конструкци-
онных материалов, входящих в их состав.
1. СХЕМА ИЗГОТОВЛЕНИЯ
И КОНСТРУКЦИЯ
Технологическая схема изготовления тепловы-
деляющих элементов исследованной сборки при-
ведена в работе [4]. По данной схеме топливные
стержни мерной длины после изготовления поме-
щали в циркониевые ампулы, герметизировали их
и производили центробежное литье, формируя
центральную полость и одновременно обеспечивая
сцепление топлива с оболочкой топливной секции
[5]. Полученные таким образом топливные секции
после шлифовки на бесцентрово-шлифовальном
станке помещали в несущую циркониевую оболоч-
ку, а зазор заполняли силумином, легированным
никелем. Данная технологическая схема позволила
обеспечить создание тепловыделяющих элемен-
тов, в которых реализована следующая концепция:
металлическое топливо разделено на герметичные
изолированные друг от друга секции; каждая топ-
ливная секция имеет компенсационный объем в
виде центральной осевой полости; топливный сер-
дечник прочно сцеплен с оболочкой топливной
секции, а топливные секции, в свою очередь, проч-
но соединены между собой и с основной несущей
оболочкой через пластичный подслой.
Тепловыделяющие элементы исследованной
опытной сборки представляли собой стержни
круглого сечения диаметром 13,6±0,1 мм, длиной
1059±1 мм. В качестве несущей оболочки исполь-
зовали трубу из сплава Э110 Ø 13,6×0,6 мм. Ак-
тивная зона тепловыделяющих элементов имела
длину 660 мм и состояла из герметичных топлив-
ных секций длиной 44 мм. Каждая топливная сек-
ция представляла собой топливный стержень
_________________________________________________________________________________
120 ВОПРОСЫ АТОМНОЙ НАУКИ И ТЕХНИКИ. 2002. №6.
Серия: Физика радиационных повреждений и радиационное материаловедение (82), с.120-124.
mailto:stcnfc@kipt.kharkov.ua
Ø 11,7+0,1 мм, покрытый по наружной поверхности
оболочкой из циркониевого сплава Э110 толщиной
0,2…0,3 мм, а по торцам – толщиной 2 мм.
Состав и характеристика топливных секций иссле-
дованных ТВЭЛов приведены в табл. 1.
Топливные секции соединены между собой и с на-
ружной оболочкой через слой силумина толщиной
0,1…0,2 мм. Несущая оболочка с обеих сторон закры-
та концевыми элементами, изготовленными из сплава
Э110 и приваренными кольцевым швом по стыку тор-
ца оболочки и буртика концевых элементов электрон-
но-лучевой сваркой.
Активная зона ТВЭЛа №1 тепловыделяющей
сборки состояла из топливных секций со сплавом
U+1,6 % мас Zr+0,2 % мас Nb (15 шт). Активная зона
ТВЭЛов № 2 и № 3 была набрана из топливных сек-
ций, включающих сплавы U+3,6 % мас Zr+1,3 % мас
Nb и U+5,0 % мас Zr+4,8 % мас Nb. Причем основной
объем активной зоны этих ТВЭЛов состоял из топ-
ливных секций, изготовленных из сплава U+3,6 % мас
Zr+1,3 % мас Nb (по 12 шт), а топливные секции из
сплава U+5,0 % мас Zr+4,8 % мас Nb использовались
в качестве “реперных точек”, как топливные секции,
имеющие малый объем свободной полости (~6,5%)
для компенсации распухания.
2. ПАРАМЕТРЫ РЕАКТОРНЫХ ИС-
ПЫТАНИЙ И ИСПОЛЬЗУЕМЫЕ
МЕТОДИКИ
Тепловыделяющая сборка, включающая тепло-
выделяющие элементы описанной конструкции,
была испытана в реакторе Первой АЭС (г.Об-
нинск).
Длительность испытаний составляла 1530 ка-
лендарных суток (778 эффективных суток).
За период работы в реакторе ТВЭЛы подверга-
лись термоциклированию и испытали 28 циклов в
интервале температур 233…282°С и 22 цикла в ин-
тервале температур 233…40°С. Скорость нагрева
при термоциклировании составляла 3,3×10‾² °С/с,
а охлаждения – 0,2×10‾² °С/с. Параметры реактор-
ных испытаний ТВЭЛов приведены в табл.2.
В процессе лабораторных исследований до по-
становки ТВЭЛов на реакторные испытания ис-
пользовали металлографические исследования, хи-
мический и микрорентгеноспектральный анализы,
механические испытания, гидростатическое взве-
шивание.
Таблица 1
Характеристика топливных секций тепловыделяющих элементов
Номер
сплава
урана
Содержание легирующих элементов в урановом сплаве в
% мас
Zr Nb Fe Ni Si Be
Отноше-
ние
объема по-
лости к
объему
топлива,
%
Диаметр
центрально-
го отверстия
в топливном
сердечнике,
мм
Плотность
сплава
урана,
г/см³
1 1,6 0,2 0,043 0,002 0,004 0,01 24 5,2 18,1
2 3,6 1,3 0,043 0,002 0,004 0,01 10 3,5 17,3
3 5,0 4,8 0,043 0,002 0,004 0,01 6,5 Пори-
стость рас-
пределена
по объему
отливки
16,2∗
∗ Приведено расчетное значение плотности сплава урана (сплав №3).
Таблица 2
Параметры испытаний ТВЭЛов в реакторе Первой АЭС (г. Обнинск)
№
п/п
Параметры испытаний Размерность Значение
1 Средний тепловой поток через твэл МВт/м² 0,68
2 Коэффициент неравномерности тепловыделения по высоте 1,2
3 Давление теплоносителя МПа 10
4 Температура теплоносителя на входе в сборку °С 233
5 Температура теплоносителя на выходе из сборки °С 282
6 Максимальная температура поверхности твэла °С 317
7 Максимальная расчетная температура в центре твэла °С 450
8 Поток тепловых нейтронов на номинальной мощности Нейтр/м² с 1,16×1017
9 Поток быстрых нейтронов Нейтр/м² с 0,9×1017
10 Средняя линейная тепловая мощность кВт/м 29
11 Среднее значение плотности энерговыделения в топливе кВт/кг 21,6
12 Среднее выгорание топлива за период испытаний МВт сутки/кг 22
Геометрические размеры тепловыделяющих эле-
ментов определяли мерительным инструментом, а
именно: диаметр – микрометром через угол 120° по
длине ТВЭЛа; длину топливных таблеток – штан-
генциркулем, длину ТВЭЛа – рулеткой.
После завершения реакторных испытаний и вы-
держки в бассейне ТВЭЛы в составе канала транс-
портировали в горячие камеры, извлекали из канала
и ТВС и готовили к проведению исследований.
121
В программу послереакторных исследований
входили: внешний осмотр, измерение геометриче-
ских размеров на дистанционном профилометре с
поворотом на угол 45° вокруг продольной оси, гам-
ма-сканирование для определения размеров актив-
ной зоны ТВЭЛов, изготовление шлифов и их ме-
таллографические исследования.
3. РЕЗУЛЬТАТЫ ИССЛЕДОВАНИЙ
Внешний осмотр тепловыделяющих элементов в
горячих камерах показал, что несущая оболочка и
сварные швы остались герметичными; поверхность
ТВЭЛов была покрыта темной окисной пленкой;
язв, трещин, участков белых окислов не наблюда-
лось ни на поверхности оболочек ТВЭЛов, ни на
сварных швах. Измерение и сравнение значений
диаметра ТВЭЛов, полученных в исходном состоя-
нии и после реакторных испытаний свидетельство-
вало о том, что разброс значений диаметра для каж-
дого из трех ТВЭЛов не превышал 0,2 %. Причем не
наблюдалось отличия в поведении ТВЭЛов, включа-
ющих топливные секции с различной величиной
компенсационного объема.
В результате измерения длины активных зон
ТВЭЛов методом гамма-сканирования не было об-
наружено изменений их геометрических размеров,
превышающих ошибку измерений.
Металлографические исследования сварных
швов тепловыделяющих элементов, выполненных
электронно-лучевой сваркой, и сварных швов топ-
ливных секций, полученных контактной стыковой
сваркой сопротивлением, показали, что разрушения,
трещины и другие дефекты отсутствуют.
Изменений в структуре материала сварных швов,
и оболочке топливных секций, которая подвергалась
в процессе изготовления нагреву до 1250…1300°С
при центробежном литье топливных материалов
также не произошло. Структура представляла собой
α΄-фазу Zr, являлась крупнозернистой, с величиной
зерен в сварных швах тепловыделяющих элементов
300…400 мкм, а на оболочке топливных секций–
50…200 мкм (рис.1). Внутри зерен наблюдались вы-
деления в виде игл и пластин.
Рис.1. Структура оболочки топливной секции
ТВЭЛа после реакторных испытаний, ув. 200
В результате изучения границ раздела топливо –
сплав Э110 и сплав Э110 – силуминовый слой было
установлено следующее. После реакторных испыта-
ний сохранился плотный контакт между топливны-
ми стержнями и оболочками ТВЭЛов. Причем проч-
ность сцепления топлива с несущей оболочкой была
удовлетворительной, о чем свидетельствовали
сохранение целостности образцов при порезке вдоль
оси ТВЭЛов на четыре части и результаты металло-
графических исследований на этих образцах грани-
цы раздела: урановое топливо – оболочка топливной
секции – силуминовый слой – несущая оболочка
(рис.2).
Рис.2. Участок ТВЭЛа в районе крайней топлив-
ной секции, контактирующей с циркониевым напол-
нителем (стержнем), ув. 6.
На границе раздела циркониевой оболочки со
сплавами урана образования новых промежуточных
слоев не было обнаружено.
Результаты микрорентгеноспектрального анали-
за границы раздела топливных материалов с цирко-
ниевой оболочкой, выполненного на образцах до
проведения реакторных испытаний, свидетельство-
вали об образовании на границе раздела твердого
раствора урана в цирконии. Характерное распреде-
ление U и Zr на границе раздела приведено на
рис. 3.
Рис.3. Кривые распределения Zr и U на границе раз-
дела топлива (U+3,6 % мас Zr+1,3 % мас Nb) с обо-
лочкой топливной секции (сплав Э110)
На основной части поверхности раздела силуми-
нового слоя с оболочками из сплава Э110 наблюда-
лась прослойка шириной 3…6 мкм. В отдельных ло-
122
кальных местах ширина этой прослойки достигала
40 мкм.
Аналогичная прослойка наблюдалась в ТВЭЛах
до реакторных испытаний. Исследования прослойки
с использованием микрорентгеноспектрального и
металлографического анализов позволили устано-
вить, что основными элементами, входящими в ее
состав, являлись Zr и Si. Содержание Zr составляло
76±2 % мас, а Si – 24±2 % мас. Значения микро-
твердости находились в пределах значений 8,5…
11,7 ГПа. Согласно данным характеристикам, веро-
ятнее всего, прослойка представляла собой интерме-
таллид ZrSi [6].
После реакторных испытаний наблюдалось изме-
нение структуры силуминового слоя. Произошло
уменьшение размера частиц, представляющих со-
бой, по результатам микрорентгеноспектрального и
металлографического анализов, раствор Si в Al
(рис.4).
Измерение диаметров центральных отверстий в
топливных секциях после реакторных испытаний и
сравнение полученных результатов с исходными
значениями свидетельствовало об уменьшении раз-
меров центральной полости. Так, если в топливных
секциях со сплавом U+3,6 % мас Zr+1,3 % мас Nb в
исходном состоянии диаметр центрального отвер-
стия составлял в среднем 3,5 мм, то после облучения
в реакторе наблюдалось его уменьшение до 1,9 мм
(рис.5), что в пересчете на объемные изменения со-
ставляет 3,4 %.
При исследовании структуры топливных матери-
алов в области центрального отверстия, куда в про-
цессе центробежного литья при изготовлении топ-
ливных секций были вынесены карбиды циркония,
наблюдалось залечивание трещин, образовавшихся
в этой зоне в процессе их изготовления при охла-
ждении сплавов урана из-за различных коэффициен-
тов линейного расширения материалов.
а б
Рис.4. Граница раздела силуминового слоя с оболочками топливной секции и ТВЭЛа:
а – после облучения в реакторе, ув. 200; б – исходное состояние, ув. 200
а б
Рис. 5 – Поперечное сечение топливной секции твэла со сплавом U+3,6 % мас Zr+1,3 % мас Nb:
а - после облучения в реакторе, ув. 4; б – исходное состояние, ув. 4.
4. ОБСУЖДЕНИЕ РЕЗУЛЬТАТОВ
Согласно модели, представленной в работе [7],
которая построена по результатам облучения
ТВЭЛов сцепленного варианта, изготовленных сов-
местным выдавливанием урана корректированного
состава (U+0,036% Fe+0,1% Al+0,003% Si+0,09% C)
123
Силуминовый слой
Спл. Э110
Спл. Э110
Скопление час-тиц
ZrC
Многослойная
оболочка ТВЭЛа
Сплав урана
в оболочке из циркалоя-2, процесс объемных изме-
нений в ТВЭЛах должен идти следующим образом.
В начальный момент облучения, когда внутрен-
няя полость заполняется распухающим топливом,
происходит уменьшение объема ТВЭЛа примерно
на 1 %.
Затем после заполнения свободного про-
странства горючим, распухающим в результате об-
разования продуктов деления и их внедрения в
окружающую матрицу, объем ТВЭЛа увеличивается
со скоростью не ниже, чем 3 % об на 1 % ат выгора-
ния (теоретически минимальное значение). Причем
при объеме внутренней полости 5 % восстановление
объема ТВЭЛа до исходного по данным работы [7]
наблюдалось при выгораниях 10…15 МВт сут/кг.
Согласно данной модели в нашем случае послереак-
торных испытаний до выгорания 22 МВт сут/кг
должно наблюдаться уменьшение диаметра ТВЭЛа
№ 1 и ТВЭЛов № 2 и № 3 на участках с топливными
секциями, содержащими сплав U+3,6 % масZr+
1,3 % мас Nb. На участках этих ТВЭЛов, в районе
расположения топливных секций со сплавом
U+5,0 % мас Zr+4,8 % мас Nb, размеры ТВЭЛов
должны несколько превышать исходные.
Тем не менее, полученные результаты свидетель-
ствуют об отсутствии изменений геометрических
размеров ТВЭЛов в указанных диапазонах, что, ве-
роятнее всего, обусловлено более низкой скоростью
распухания используемых сплавов урана по сравне-
нию с ураном корректированного состава и наличи-
ем промежуточного мягкого силуминового слоя,
амортизирующего объемные изменения.
Высокая коррозионная стойкость циркониевой
оболочки ТВЭЛов, отсутствие значительных зон
диффузионного взаимодействия на границе раздела
силуминового слоя с циркониевыми оболочками как
в процессе изготовления ТВЭЛов, так и в результате
работы в реакторе, подтверждает тот факт, что ис-
пользование силуминового слоя в данной конструк-
ции тепловыделяющих элементов является перспек-
тивным, а операция заполнения зазора в ТВЭЛах его
расплавом выполнена на оптимальных режимах.
Причем наличие интерметаллидного слоя ZrSi на
границе раздела контактирующих материалов не
приводит к нарушению сцепления топливных сек-
ций с основной оболочкой ТВЭЛа в процессе рабо-
ты в реакторе.
ВЫВОДЫ
1. На тепловыделяющей сборке, состоящей из
тепловыделяющих элементов сцепленного типа с
металлическим топливом, представляющим собой
сплавы урана с Zr и Nb, достигнуто среднее выгора-
ние 22 МВт сут/ кг U при температуре водного теп-
лоносителя 282 ºС и плотности энерговыделения
21,6 кВт/кг.
2. В результате проведения послереакторных ис-
следований установлено отсутствие изменения гео-
метрических размеров ТВЭЛов и изменения струк-
туры сварных швов на оболочках из сплава Э110,
сохранение прочного сцепления топливных сердеч-
ников с оболочками ТВЭЛов, уменьшение централь-
ного отверстия топливных стержней, служащего
компенсационной полостью.
3. Распухание сплавов урана в тепловыделяющих
элементах данной конструкции направлено внутрь
топливных стержней, полностью компенсируется
центральной осевой полостью и составляет не более
3,4 % об на 1 % ат выгорания.
4. Полученные результаты свидетельствуют о
достаточно высокой надежности предложенной
конструкции и технологии изготовления сцепленно-
го варианта ТВЭЛов в многослойной оболочке с ме-
таллическим топливом и возможности достижения
более глубоких выгораний.
Авторы выражают благодарность сотрудни-
кам ННЦ ХФТИ Н.А.Семенову и Н.И Рагулиной, а
также коллективу сотрудников ФЭИ (г.Обниск) за
помощь в проведении материаловедческих исследо-
ваний и за обсуждение результатов исследований .
ЛИТЕРАТУРА
1. А.П.Сироткин. Повышение эффективности ис-
пользования топлива в LWR //Атомная техника за
рубежом. 1984, №3, с.3–13.
2. А.Д.Жирнов, А.П.Сироткин, С.В.Брюнин и др. К
вопросу об использовании металлического урана в
энергетических канальных уран-графитовых реакто-
рах //Атомная энергия. 1973, т.34, вып.6, с.479–481.
3. А.П.Александров, Н.А.Долежаль. Развитие уран-
графитовых канальных реакторов в СССР. //Атом-
ная энергия. 1977, т.43, вып.5, с.337–343.
4. В.С.Красноруцкий, В.Р.Татаринов. Разработка
ТВЭЛов с топливом на основе металлического ура-
на для энергетических реакторов //Вопрсы атомной
науки и техники. Серия: «Физика радиационных по-
вреждений и радиационное материаловедение».
1999, вып.1 (73)-2 (74), с.87–94.
5. Н.Н.Белаш, В.С.Красноруцкий, В.Р.Татаринов.
А.С. № 245514 от 09.01.84, МКИ G 21 С 3/00.
6. Т.В.Самсонов, И.М.Винницкий. Тугоплавкие со-
единения. /Справочник. М.: «Металлургия», 1976.
7. G.Zorzoli. Future potential of metallic fueis for water
reactors //Journal of the British Nuclear Energy Society,
1974, v.13, N1, p.63–68.
124
ВВЕДЕНИЕ
|
| id | nasplib_isofts_kiev_ua-123456789-80155 |
| institution | Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine |
| issn | 1562-6016 |
| language | Russian |
| last_indexed | 2025-12-07T17:11:13Z |
| publishDate | 2002 |
| publisher | Національний науковий центр «Харківський фізико-технічний інститут» НАН України |
| record_format | dspace |
| spelling | Красноруцкий, В.С. Белаш, Н.Н. Татаринов, В.Р. 2015-04-12T16:08:41Z 2015-04-12T16:08:41Z 2002 Исходные характеристики и результаты послереакторных исследований тепловыделяющих элементов c металлическим топливом / В.С. Красноруцкий, Н.Н. Белаш, В.Р. Татаринов // Вопросы атомной науки и техники. — 2002. — № 6. — С. 120-124. — Бібліогр.: 7 назв. — рос. 1562-6016 https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/80155 669.296:621.78.019.84 Описані конструкція та схема виготовлення тепловиділяючих елементів щепленого варіанту в багатошаровій
 оболонці, в яких в якості палива використані сплави урану. Представлені результати після реакторних досліджень
 тепловиділяючих елементів, що пропрацювали в реакторі Первої АЕС (м. Обнінськ) на протязі 1530 діб до випалювання
 22,0 МВт діб/кг, які підтверджують перспективність використаних технічних рішень, закладених у їх конструкцію, та
 технологію виготовлення. Описаны конструкция и схема изготовления тепловыделяющих элементов сцепленного варианта в многослойной
 оболочке, в которых в качестве топлива использованы сплавы урана. Представлены результаты послереакторных исследований тепловыделяющих элементов, проработавших в реакторе Первой АЭС ( г. Обнинск ) в течение 1530 суток до
 выгорания 22,0 МВт сут/кг, подтверждающие перспективность используемых технических решений, заложенных в их
 конструкцию и технологию изготовления. Design and fabrication structure for coupled fuel rods with multi-layer cladding (with Uranium alloy fuel) are described in
 the report. Results of post-irradiation examination of fuel rods at the First NPP (Obninsk, Russia), for 1530 day-cycle up the 22,0
 MWt day/kg burn up are presented in the report. The results confirm long-term perspective of the technical solutions, used for
 design and fabrication technology. Авторы выражают благодарность сотрудникам ННЦ ХФТИ Н.А.Семенову и Н.И Рагулиной, а
 также коллективу сотрудников ФЭИ (г.Обниск) за
 помощь в проведении материаловедческих исследований и за обсуждение результатов исследований . ru Національний науковий центр «Харківський фізико-технічний інститут» НАН України Вопросы атомной науки и техники Материалы реакторов на тепловых нейронах Исходные характеристики и результаты послереакторных исследований тепловыделяющих элементов c металлическим топливом Article published earlier |
| spellingShingle | Исходные характеристики и результаты послереакторных исследований тепловыделяющих элементов c металлическим топливом Красноруцкий, В.С. Белаш, Н.Н. Татаринов, В.Р. Материалы реакторов на тепловых нейронах |
| title | Исходные характеристики и результаты послереакторных исследований тепловыделяющих элементов c металлическим топливом |
| title_full | Исходные характеристики и результаты послереакторных исследований тепловыделяющих элементов c металлическим топливом |
| title_fullStr | Исходные характеристики и результаты послереакторных исследований тепловыделяющих элементов c металлическим топливом |
| title_full_unstemmed | Исходные характеристики и результаты послереакторных исследований тепловыделяющих элементов c металлическим топливом |
| title_short | Исходные характеристики и результаты послереакторных исследований тепловыделяющих элементов c металлическим топливом |
| title_sort | исходные характеристики и результаты послереакторных исследований тепловыделяющих элементов c металлическим топливом |
| topic | Материалы реакторов на тепловых нейронах |
| topic_facet | Материалы реакторов на тепловых нейронах |
| url | https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/80155 |
| work_keys_str_mv | AT krasnoruckiivs ishodnyeharakteristikiirezulʹtatyposlereaktornyhissledovaniiteplovydelâûŝihélementovcmetalličeskimtoplivom AT belašnn ishodnyeharakteristikiirezulʹtatyposlereaktornyhissledovaniiteplovydelâûŝihélementovcmetalličeskimtoplivom AT tatarinovvr ishodnyeharakteristikiirezulʹtatyposlereaktornyhissledovaniiteplovydelâûŝihélementovcmetalličeskimtoplivom |