Содержание к диссертации
Введение
Глава 1. Разработка и совершенствование технических средств для микроанализа радиоактивных материалов 13
1.1. Особенности конструкций и принципы модернизации приборов для анализа радиоактивных материалов 13
1.2. Результаты разработки модифицированного микроанализатора для исследования облученного ядерного топлива 19
1.3. Разработка программного обеспечения для количественного анализа облученного ядерного топлива 26
1.4. Особенности электронно-зондового микроанализа облученного ядерного топлива 34
Выводы к главе 1 38
Глава 2. Методы и результаты исследования закономерностей поведения продуктов деления и компонентов топлива в твэлах реакторов ВВЭР ... 39
2.1. Характеристика топлива, твэлов и условий облучения 40
2.2. Разработка метода и исследование закономерностей накопления и распределения плутония в топливе реакторов ВВЭР 43
2.3. Исследование закономерностей выгорания топлива реакторов ВВЭР 54
2.3.1. Разработка метода экспериментального определения содержания неодима в качестве монитора выгорания топлива 54
2.3.2. Разработка и верификация физико-математической модели расчета выгорания 59
2.3.3. Результаты исследования закономерностей выгорания топлива, сравнение с другими методами 63
2.4. Особенности выгорания уран-гадолиниевого топлива 65
2.5. Исследование закономерностей поведения газообразных продуктов деления в топливе реакторов ВВЭР 68
2.5.1. Разработка метода определения содержания ксенона в облученном топливе 68
2.5.2. Разработка и верификация физико-математической модели образования газообразных продуктов деления топлива при облучении 73
2.5.3. Закономерности поведения ксенона и реструктуризации высоковыгоревшего топлива 80
2.6. Закономерности поведения цезия в топливе реакторов ВВЭР 94
2.7. Влияние режимов облучения в реакторных экспериментах на структуру топлива и поведение ксенона и цезия 98
2.8. Исследование переноса циркония из оболочки в топливо 107
Выводы к главе 2 108
Глава 3. Исследование закономерностей поведения продуктов деления и компонентов топлива в твэлах реактора РБМК-1000 111
3.1. Характеристика топлива, твэлов и условий облучения 111
3.2. Закономерности накопления и распределения продуктов деления и плутония в твэлах при штатной эксплуатации 114
3.3. Влияние режимов облучения на структуру топлива и распределение продуктов деления 116
Выводы к главе 3 121
Глава 4. Влияние продуктов деления на состояние оболочек твэлов реакторов на быстрых нейтронах 122
4.1. Разработка методов и результаты внереакторного моделирования физико-химических процессов взаимодействия продуктов деления с материалами оболочек твэлов 122
4.2. Физико-химическое взаимодействие топлива и продуктов деления с оболочками твэлов реактора БОР-60 150
4.3. Влияние состава и структурного состояния материалов оболочек на коррозию в результате взаимодействия с продуктами деления топлива 161
Выводы к главе 4 175
Глава 5. Особенности поведения продуктов деления в твэлах с уран-плутониевым оксидным виброуплотненным топливом 178
5.1. Характеристика топлива, твэлов и условий облучения 178
5.2. Особенности физико-химических процессов в твэлах с уран-плутониевым виброуплотненным топливом без геттера 183
5.3. Закономерности распределения компонентов и продуктов деления топлива в виброуплотненных твэлах с геттером 186
Выводы к главе 5 199
Основные результаты и выводы 200
Список цитированной литературы 203
- Результаты разработки модифицированного микроанализатора для исследования облученного ядерного топлива
- Разработка метода экспериментального определения содержания неодима в качестве монитора выгорания топлива
- Закономерности накопления и распределения продуктов деления и плутония в твэлах при штатной эксплуатации
- Влияние состава и структурного состояния материалов оболочек на коррозию в результате взаимодействия с продуктами деления топлива
Введение к работе
Актуальность темы. Стратегией развития атомной энергетики России в первой половине XXI века [1] поставлена задача обеспечения безопасного и рентабельного функционирования ядерно-энергетического комплекса и создания усовершенствованных АЭС для строительства в первой половине XXI века. Рентабельность и конкурентоспособность ядерных энергетических реакторов зависит от эффективности использования топлива, определяемой уровнем достигнутых выгораний. К числу основных факторов, определяющих работоспособность твэлов при высоких выгораниях, относится изменение элементного состава топлива вследствие накопления продуктов деления. Изучение закономерностей их поведения необходимо для понимания природы радиационной повреждаемости и изменения свойств ядерных материалов, для разработки и обоснования работоспособности топливных композиций и твэлов с повышенными эксплуатационными характеристиками. Это требует тщательного отслеживания распределения в облученном топливе разнообразных продуктов деления, их перераспределения, локальных концентраций, влияния на изменение состояния топливных композиций и оболочек твэлов с применением аналитических методов, характеризующихся высокой пространственной локальностью. Для указанных исследований перспективны методы на основе электрон-но-зондового рентгеноспектрального микроанализа, в основу которого положена количественная регистрация характеристического рентгеновского излучения, генерируемого в локальной области взаимодействия электронного зонда с поверхностью исследуемого образца, что позволяет проводить исследования как поверхности большой площади, так и локальных областей, размер которых соизмерим с размерами зоны генерации излучения (порядка 1 мкм). Электрон-но-зондовый микроанализ характеризуется простотой пробоподготовки (образец - металлографический или керамографический шлиф), позволяет сопоставлять результаты анализа с микроструктурой и не связан с разрушением образца. Однако исследование радиоактивных материалов ставит ряд специфических требований к применяемому оборудованию, связанных с обеспечением его работоспособности в условиях воздействия ионизирующих излучений без существенного снижения аналитических характеристик и обеспечением безопасности персонала. Специализированных приборов для электронно-зондового рентгеноспектрального микроанализа радиоактивных материалов отечественной промышленностью не производилось. Первые исследования облученных материалов были проведены с использованием приборов общего назначения с руч ным управлением, приспособленных в пределах технических возможностей для работ с радиоактивными материалами. Увеличение объема проводимых исследований потребовало создания специализированного дистанционно управляемого прибора для анализа радиоактивных материалов.
Цель и задачи работы. Цель работы - изучение основных закономерностей поведения продуктов деления и компонентов топлива в тепловыделяющих элементах реакторов на тепловых и быстрых нейтронах для обоснования их работоспособности при повышенном выгорании с использованием усовершенствованных экспериментальных средств и разработанных методов микроанализа облученного ядерного топлива.
Для достижения поставленной цели ставились и решались следующие задачи:
• создание модифицированного дистанционно управляемого электронно-зондового микроанализатора для работ с высокорадиоактивными материалами;
• разработка аналитических методов и физико-математических моделей исследования выгорания, накопления и содержания компонентов и, продуктов деления в облученном ядерном топливе;
• выявление закономерностей накопления плутония и распределения выгорания топлива в твэлах, облученных в реакторах на тепловых нейтронах;
• выявление особенностей выгорания уран-гадолиниевого топлива и кинетики трансмутации изотопов гадолиния;
• определение закономерностей накопления и перераспределения газообразных и летучих продуктов деления в корреляции с изменениями микроструктуры топлива после облучения в энергетических и моделирования переходных режимов в исследовательском реакторах на тепловых нейтронах;
• разработка методов и проведение экспериментов по внереакторному моделированию физико-химического взаимодействия продуктов деления с материалами оболочек твэлов реакторов на быстрых нейтронах для определения физико-химических процессов, обусловливающих коррозию оболочек твэлов, изучения влияния химического состава и структурного состояния сталей на коррозионную стойкость;
• послереакторные исследования штатных и экспериментальных твэлов для определения влияния продуктов деления на состояние оболочек, получения экспериментальных зависимостей глубины коррозии оболочек из различных материалов от температуры, выгорания топлива и режимов облучения;
• выявление закономерностей физико-химических процессов, распределения и фазового состава продуктов деления в твэлах с уран - плутониевым оксидным виброуплотненным топливом.
Научная новизна:
1. Впервые разработан отечественный вариант автоматизированного дистанционно управляемого микроанализатора, удовлетворяющий условиям работы с облученным ядерным топливом. Разработаны физико-математические модели и методы исследования выгорания, накопления и поведения компонентов и продуктов деления в топливе при облучении.
2. Выявлены новые закономерности накопления и распределения плутония в твэлах реакторов на тепловых нейтронах в зависимости от выгорания и исходного обогащения топлива. Определена зависимость радиального распределения выгорания от его среднего значения. Показано, что распределение выгорания коррелирует с распределением плутония.
3. Впервые найдены экспериментальные закономерности влияния гадолиния на выгорание топлива и трансмутации изотопов гадолиния при облучении в реакторе на тепловых нейтронах. Показано, что превращение изотопов 155Gd и 157Gd в изотопы 156Gd и 158Gd в основном происходит до достижения выгорания уран-гадолиниевого топлива 6,4 МВт-сут/кг, при содержании 5% Gd203 выгорание примерно на 10 МВт-сут/кг меньше, чем в топливе без гадолиния.
4. Выявлены фундаментальные особенности поведения ксенона, связанные с перераспределением его между матрицей топлива и газовыми порами вследствие реструктуризации топлива. Установлено, что при локальном выгорании от 55 до 120 МВт-сут/кг происходит гетерогенный процесс зарождения, роста и объединения микрообластей с субзеренной структурой и газонаполненными порами. Вблизи поверхности сердечника при локальном выгорании более 120 МВт-сут/кг весь объем топлива имеет обновленную структуру, в центральной его части при локальном выгорании около 65 МВт-сут/кг реструктуризация произошла преимущественно по границам исходных зерен. В топливе после реакторного моделирования переходных режимов впервые получены распределения ксенона и цезия, характеризующие влияние тепловой мощности и предварительного выгорания на их термический выход из топлива.
5. Определены физико-химические процессы, обусловливающие коррозию оболочек твэлов реакторов на быстрых нейтронах, установлена роль продуктов деления в этих процессах. Показано, что цезий и кислород взаимодействуют с нержавеющей сталью с образованием хроматов цезия и частичным окислением компонентов стали, что обусловливает матричную (общую) коррозию оболочек. Состояние карбидной сенсибилизации аустенитной ста ли обусловливает ее межзеренную коррозию при взаимодействии с цезием и кислородом. Второй вид межзеренной коррозии связан с избирательным, преимущественно с границ зерен, массопереносом компонентов стали из оболочки в топливо посредством иодидных химических транспортных реакций. Установлено, что при кислородном потенциале ниже уровня термодинамической стабильности хроматов цезия указанные процессы не происходят.
6. Определено влияние состава и предварительной обработки оболочек на вид и глубину коррозии оболочек. Экспериментально показано, что холодная деформация и механико-термическая обработка предотвращает межзеренную коррозию аустенитных сталей, обусловленную влиянием цезия и кислорода, легирование стали бором и редкоземельными элементами - межзеренную коррозию в результате иодидного массопереноса.
7. Исследовано распределение продуктов деления в уран-плутониевом оксидном виброуплотненном топливе после облучения в энергетическом реакторе на быстрых нейтронах. Особенности распределения и фазового состава продуктов деления в уран-плутониевом топливе связаны с его низким кислородным коэффициентом в результате введения металлического урана и различным соотношением количеств образующихся химических элементов при делении239 Ри и235 U.
Практическая значимость:
На основе созданных технических средств для исследования высокорадиоактивных материалов получены новые экспериментальные данные о влиянии облучения в реакторах на тепловых и быстрых нейтронах на изменение элементного состава и микроструктуры топливных композиций на основе оксидов урана и плутония, распределение и фазовый состав продуктов деления, которые вносят вклад в понимание закономерностей радиационной повреждаемости ядерных материалов и необходимы для разработки и обоснования работоспособности топлива и твэлов с повышенными эксплуатационными характеристиками.
Конкретные практически важные результаты: 1. Экспериментальные данные о накоплении плутония в твэлах реакторов на тепловых нейтронах включены в базу данных по свойствам облученного ядерного топлива [2] и использованы для теплофизических расчетов твэлов ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 с повышенным сроком эксплуатации, для обоснования критерия работоспособности твэлов ВВЭР-1000 с выгоранием 50 и 60 МВт-сут/кг в условиях аварии с возрастанием реактивности.
2. Результаты исследования особенностей выгорания уран-гадолиниевого топлива и трансмутации изотопов гадолиния использованы для обоснования увеличения длительности эксплуатации твэлов с уран-гадолиниевым топливом в реакторах ВВЭР-1000.
3. Результаты исследования структурных изменений топлива и поведения ксенона и цезия использованы для обоснования работоспособности топлива при повышении выгорания в реакторах ВВЭР-1000 и ВВЭР-440 соответственно до 60 и 70 МВт-сут/кг, для обоснования критерия работоспособности твэлов - не превышения давления под оболочкой внешнего давления теплоносителя при переходных режимах работы, для верификации моделей и расчетных кодов.
4. Результаты, полученные при исследовании топлива и твэлов реакторов на быстрых нейтронах использованы для разработки и обоснования технических проектов твэлов и ТВС реакторов БОР-60 и БН-600 (1Н2885-000-00, 1Н2654-000-00, 1Н2768-000-00, 505.020.000), оптимизации режимов эксплуатации твэлов, обоснования работоспособности уран-плутониевого топлива, обоснования безопасности транспортировки и хранения, оптимизации условий переработки облученного топлива.
Основные положения, выносимые на защиту:
1. Созданные технические средства для электронно-зондового рентгеноспектрального микроанализа облученного ядерного топлива обеспечивают количественный анализ элементов с массовой долей более 0,02 - 0,1 %, что соответствует уровню базового прибора и позволило решить поставленные задачи. Разработаны физико-математические модели и методы исследования состояния топлива, включая радиальное распределение выгорания, накопление плутония, образование и перераспределение продуктов деления.
2. Распределение плутония по радиусу твэлов реакторов на тепловых нейтронах зависит от выгорания и исходного обогащения по 235U. Распределение выгорания топлива коррелирует с повышенным содержанием плутония в поверхностном слое топливного сердечника вследствие более высокой ско-рости его образования за счет резонансного захвата нейтронов ядрами U.
3. Добавка гадолиния уменьшает скорость выгорания топлива на начальном этапе облучения и при 5 % - ном содержании Ga C позволяет продлить срок эксплуатации твэла на время, эквивалентное выгоранию около 10 МВт-сут/кг.
4. Содержание ксенона в матрице внешней области сердечника коррелирует с реструктуризацией топлива, характеризующейся образованием субзерен размером 200-400 нм и газонаполненных пор. При локальном выгорании от 55 до 120 МВт-сут/кг происходит гетерогенный процесс зарождения, роста и объединения реструктурированных микрообластей, сопровождающийся выходом ксенона из матрицы топлива в образующиеся поры. При локальном выгорании более 120 МВт-сут/кг весь объем топлива имеет обновленную структуру с массовой долей ксенона в матрице топлива 0,2 %. При переходных режимах облучения более высокий термический выход ксенона и цезия происходит из более выгоревшего топлива.
5. В твэлах реакторов на быстрых нейтронах химическое взаимодействие цезия и кислорода с нержавеющей сталью с образованием хроматов цезия и частичным окислением ее компонентов, ускоренное зернограничное взаимодействие со сталью в состоянии карбидной сенсибилизации, иодидный неизотермический массоперенос - основные процессы, обусловливающие коррозию оболочек. Химическая активность цезия и йода зависит от кислородного потенциала среды, при его значении ниже уровня термодинамической стабильности хроматов цезия указанные процессы не происходят.
6. Холодная деформация и механико-термическая обработка оболочек, влияя на морфологию выделяющихся карбидов, повышают стойкость против меж-зеренной коррозии, обусловленной взаимодействием с цезием, легирование нержавеющей аустенитной стали бором и редкоземельными элементами предотвращает межзеренную коррозию, обусловленную иодидным массопе-реносом.
7. В твэлах с уран-плутониевым виброуплотненным топливом физико-химические процессы и обусловленные ими виды коррозии оболочек аналогичны наблюдавшимся в твэлах с таблеточным топливом. Гранулированный металлический уран, введенный в топливо в качестве геттера, понижая кислородный потенциал внутритвэльной среды, предотвращает физико-химические процессы, обусловливающие коррозию оболочек.
Апробация работы. Основные результаты диссертации были доложены и обсуждены: на международном семинаре «Поведение газовых продуктов деления в топливе водоохлаждаемых реакторов», Кадараш, Франция, 26-29 сентября 2000 г.; международных конференциях: «Глобал 2003» 16-20 ноября 2003 г., Новый Орлеан, США и «Глобал 2005» 9-13 октября 2005, Цукуба, Япония; Европейской рабочей группе "Горячие лаборатории и дистанционное обслуживание", г. Сакле, Франция, 22-24 сентября 2003 г.; международной конференции «Ядерные энергетические технологии с реакторами на быстрых нейтронах», Обнинск, 9-Ю декабря 2003 г.; международной конференции по физике радиационных явлений и радиационному материаловедению 6-11 сентября 2004 г., г. Алушта; международном симпозиуме «Проблемы безопасности хранения отработанного ядерного топлива», Алматы, 26-29 сентября 2005 г.; Российских конференциях по реакторному материаловедению г. Димитровград, 27-30 октября 1992 г., 11-15 сентября 2000 г. и 8-12 сентября 2003 г.; XII и XIII Российских симпозиумах по растровой электронной микроскопии и аналитическим методам исследования твёрдых тел, Черноголовка, ИПТМ РАН, 4-6 июня 2001 г. и 2 - 4 июня 2003 г.; XIX Российской конференции по электронной микроскопии, Черноголовка, ИПТМ РАН, 28-31 мая 2002 г.; Российской конференции «Материалы ядерной техники (МАЯТ-2)» 19-23 сентября 2005 г., Агой; отраслевых семинарах: «Методика и техника реакторных и послереакторных экспериментов в радиационном материаловедении», Димитровград, 9-11 октября 1990 г.; «Вопросы создания новых методик исследований и испытаний, сличительных экспериментов, аттестации и аккредитации», г. Димитровград, 12-13 ноября 2001 г.; "Методика и техника реакторных и послереакторных экспериментов в радиационном материаловедении", г. Димитровград, 9-11 октября 1990 г.; «Физическое моделирование изменения свойств реакторных материалов в номинальных и аварийных условиях», г. Троицк, ГНЦ РФ ТРИНИТИ, 24-25 апреля 2000 г. и г. Заречный, ИРМ, 14-15 мая 2003 г.
Личный вклад автора. Основные результаты диссертации получены лично автором, ряд результатов получен при участии аспирантов Никитина О.Н. и Кузьмина СВ. при научном консультировании Голованова В.Н. При этом соискателю принадлежит постановка задач, разработка моделей и экспериментальных методов исследования, получение и анализ основных результатов.
Достоверность полученных результатов подтверждается:
- воспроизводимостью экспериментальных данных на большом количестве исследованных образцов;
- верификацией методов исследований по результатам измерений другими методами и сравнением с литературными данными;
- метрологической аттестацией методик исследования;
- наличием системы обеспечения качества в ФГУП «ГНЦ РФ НИИАР» в соответствии с государственной аккредитацией научной организации, свидетельство № 3656 от 29 января 2002 г., серия АНО 002246, а также лицензиями на осуществление деятельности по данному тематическому направлению: ГН-08-115-0815 от 29.04.2002 г., ГН-08-115-0815 от 29.04.2002 г., ВО-09-501-0817 от 18.12.2002 г. и аттестатом аккредитации испытательной лаборатории (цен тра) № ИК 0008 (РОСС RU 0001 01Аэщ00. 73.22.0008) от 19.02.2001 г.
Публикации. По теме диссертации опубликовано 36 работ, из них 1 монография, 11 статей в центральных российских научных изданиях, 22 статьи в сборниках и трудах российских и международных научных конференций, 2 изобретения.
Структура и объем диссертации. Диссертация состоит из введения, пяти глав и выводов; содержит 211 страниц, 129 рисунков, 35 таблиц и список литературы из 109 наименований.
Результаты разработки модифицированного микроанализатора для исследования облученного ядерного топлива
Принципиальная схема электронно-зондового рентгеноспектрального микроанализатора. К 1956 г. фирмой "Камека" во Франции были изготовлены первые промышленные приборы [3]. С тех пор совершенствование приборов было направлено на расширение возможностей метода, улучшение аналитических характеристик и снижение трудоемкости при проведении исследований. Современный электронно-зондовый рентгеноспектральный комплекс по аппаратурной базе, аналитическим возможностям в плане получения и обработки информации, уровню автоматизации, эргономике мало, чем напоминает первые микроанализаторы, однако принципиальная схема приборов практически не изменилась. Электронный зонд, сфокусированный электронно-оптической системой, падает на исследуемый объект (образец, приготовленный, как правило, в виде металлографического шлифа), в котором возбуждается характеристическое рентгеновское излучение. Это излучение поступает в спектрометры, снабжённые набором кристаллов-анализаторов и детекторами, сигнал с которых после необходимых преобразований фиксируется в памяти управляющего компьютера (в современных приборах), на ленте самописца или распечатывается цифропечатающим устройством (в более ранних приборах).
Электронно-оптическая система, в которой формируется электронный зонд, должна вакуумироваться. Так как камеру образцов нельзя отделить от электронно-оптической системы, в ней также необходим вакуум. Аналитические линии, расположенные в мягкой области спектра, сильно поглощаются в воздухе, поэтому в рентгеновских спектрометрах (по крайней мере, в одном из них) необходимо поддерживать вакуум. Это означает, что прибор должен оборудоваться специальной системой, содержащей вакуумные насосы и датчики для измерения давления.
Настройка рентгеновских спектрометров на нужный участок спектра осуществляется с помощью синхронного перемещения кристалла-анализатора и детектора. Это перемещение можно производить ручным способом с помощью соответствующих приводов, с помощью шаговых двигателей, управляемых вручную или от ЭВМ по выбранной программе при наличии системы автоматизации. В камере образцов также имеются соответствующие ручные или автоматические приводы для перемещения образца с различными скоростями.
При проведении микрорентгеноспектральных исследований очень важно иметь возможность наблюдать изучаемую область микрошлифа с помощью оптического микроскопа, сопоставляя результаты локального анализа с микроструктурой. Поэтому в рентгеновских микроанализаторах имеется оптический микроскоп, объектив которого может находиться вне электронно-оптической системы при наклонном падении зонда на образец (МАР-2) либо быть встроенным в электронно-оптическую систему при нормальном падении зонда на образец (МАР-3 и МАР-4).
Исследование радиоактивных материалов ставит ряд специфических требований к применяемому оборудованию, связанных с сохранением его работоспособности в условиях воздействия ионизирующих излучений без существенного снижения аналитических характеристик и обеспечением безопасности персонала. Первые зарубежные исследования облученных материалов с помощью электронно-зондового микроанализа были проведены в конце 1960-х годов с использованием приборов общего назначения, приспособленных потребителями в той или иной степени в пределах технических возможностей для работ с радиоактивными материалами [4]. Для защиты оператора от облучения приборы оснащались экранировкой и специальным устройством для загрузки образцов. Подобным образом проводились исследования на приборе с ручным управлением в материаловедческом комплексе НИИАР [5].
Способы снижения уровня регистрируемого фона при исследовании /? - и у - активных материалов. Регистрируемый детектором радиационный фон вызывается действием падающего по прямой линии в детектор высокоэнергетического (до 2 МэВ) у-излучения и рассеянного у-излучения, генерируемого в материале спектрометра первичным пучком у-квантов. Уровень регистрируемого фона зависит от дозы облучения в реакторе, материала образца и его массы, типа детектора и системы регистрации.
Наиболее простым способом снижения уровня радиационного фона является уменьшение массы образца. Однако применение этого способа ограничивается из-за сложностей при подготовке образца малого размера дистанционными методами. Эффективными способами снижения уровня радиационного фона является экранирование детекторов тяжелыми металлами, например, свинцом, применение детекторов с высоким энергетическим разрешением и использование специальных регистрирующих систем, включающих каскады антисовпадений [4].
Для регистрации характеристического рентгеновского излучения промышленный микроанализатор МАР-2 комплектовался проточными пропорциональным счетчиком типа СРПП-21 и сцинтилляционным детектором типа ДРК-201. Эксперименты по исследованию влияния ядерного у-излучения на интенсивность фона для проточных пропорциональных и сцинтиляционного детекторов показали, что в одинаковых условиях интенсивность фона, регистриру-мого сцинтилляционным детектором, в 3-5 раз выше интенсивности фона, ре-гистрирумого проточными пропорциональными счетчиками [5]. Это связано с повышенной эффективностью регистрации высокоэнергетичного у-излучения и более низким энергетическим разрешением сцинтилляционного детектора по сравнению с проточными пропорциональными. Таким образом, при исследовании образцов после облучения в реакторе целесообразно в качестве детекторов характеристического рентгеновского излучения использовать проточные пропорциональные счетчики. С другой стороны, отказ от использования сцинтилляционного детектора снижал аналитические возможности прибора, поскольку в этом случае приходилось отказаться от возможности регистрации коротковолновой области характеристического рентгеновского излучения с длиной волны менее 1,5 А. Оптимальный вариант был достигнут путем использования двухкамерного проточного пропорционального детектора типа СРПП-2к. Двухкамерный тип детектора в практике рентгеноспектрального микроанализа был впервые применен на приборе МАР-2 и показал хорошую эффективность регистрации рентгеновского излучения во всем рабочем диапазоне длин волн [5]. На много лет позже подобные конструкции детекторов стали использоваться в зарубежных приборах в виде тандема, состоящего из проточного пропорционального аргон-метанового и ксенонового счетчиков.
В зависимости от конструкции микроанализатора использовались различные варианты размещения защитного свинцового экрана. Для микроанализаторов с постоянным углом выхода рентгеновских лучей и вертикальным расположением спектрометров более приемлем вариант размещения экрана у камеры образцов. Для прохождения в спектрометр характеристического рентгеновского излучения служит узкий коллиматор в свинцовом экране.
Разработка метода экспериментального определения содержания неодима в качестве монитора выгорания топлива
Поэтому была разработана и изготовлена система дистанционного телевизионного наблюдения образца в реальном времени, включающая цифровую телекамеру, совмещённую с оптической схемой прибора и защищенную от воздействия ионизирующих излучений, и монитор наблюдения, установленный на рабочем столе оператора. Увеличение изображения на мониторе составляет 1700 крат. Указанная телевизионная система используется также при юстировке электронно-оптической системы для наблюдения визуализированного сечения электронного зонда на кристалле высокого разрешения.
Размещение прибора. Аналитическая часть микроанализатора SX-R французской фирмы «Камека» размещается в специальной выгородке (рис. 1.4), являющейся защитным экраном для оператора. Такой вариант размещения не удовлетворяет современным российским требованиям безопасности. Предварительное тестирование [9, 10] разработанного отечественного микроанализатора продемонстрировало надежность функционирования всех дистанционно управляемых систем, в результате прибор был размещён в защитной камере, разработанной в соответствии с ОСПОРБ-99. Аналитическая часть прибора расположена непосредственно в камере, а комплекс управления и обработки информации - в операторском помещении (рис. 1.5). Электрическая связь между ними осуществляется через специальные проходки в стене камеры. и усовершенствованных управляющих программ позволяет осуществлять: - перемещение столика с исследуемым образцом и стандартными образцами сравнения по трем осям в любую заданную точку; - линейное сканирование по выбранному маршруту с записью данных с четырех спектрометров в файл; - сканирование по площади; - снятие полного спектра или выбранного участка; - автоматическую идентификацию химических элементов по снятым спектрам; - настройку на максимум выбранной линии элемента; - управление электрическими режимами питания проточно-пропорциональных счетчиков; - полный комплекс измерений для количественного анализа. Виды информации, получаемой на рентгеновском микроанализаторе. При неподвижных образце и электронном зонде может быть проведен качественный или количественый рентгеноспектральный анализ в выбранной точке. В процессе качественного анализа могут быть идентифицированы все химические элементы, находящиеся в выбранной точке, либо установлено наличие или отсутствие в ней конкретного интересующего элемента.
Качественный анализ может быть проведен двумя способами. Первый способ состоит в том, что при одновременном сканировании кристалл-дифракционного спектрометра (одного или нескольких с разными кристаллами анализаторами) производится запись интенсивности рентгеновского излучения. Полученная запись расшифровывается, устанавливается соответствие пиков интенсивности спектральным линиям отдельных элементов, что позволяет определить качественный состав материала в выбранной точке. Второй способ состоит в последовательной настройке спектрометров на максимумы аналитических линий конкретных и используется, как правило, для определения наличия элемента в предельно малом количестве. В этом случае производится измерение интенсивностей излучения на угле, соответствующем максимуму аналитической линии, и на угле, где интенсивность должна соответствовать уровню фона. Для реализации второго способа в микроанализаторе предусмотрен вывод спектрометров на углы, соответствующие аналитическим линиям элементов. Значения синусов этих углов для соответствующих кристаллов-анализаторов заложены в памяти компьютера. Однако с большей точностью вывести спектрометр на максимум аналитической линии можно с использованием стандартного образца, в котором искомый элемент находится в достаточном количестве. Для этого предусмотрено медленное сканирование спектрометра в узком интервале, включающем максимум интенсивности линии, с замером интенсивности при каждом шаге, запоминание положения спектрометра, соответствующего этому максимуму, и последующий вывод спектрометра в это положение.
Сопоставляя интенсивности характеристических рентгеновских линий анализируемого элемента, полученные на исследуемом и стандартном образцах, можно получить количественную информацию о составе объекта. В зависимости от поставленной задачи могут быть использованы различные способы и приёмы количественного анализа, изложенные в соответствующих разделах. Однако в любом случае процедура количественного анализа включает следующие характерные элементарные операции: - выбор условий проведения анализа - аналитической линии анализируемого элемента, ускоряющего напряжения, силы тока электронного зонда, времени одного измерения и количество измерений, положение спектрометра при измерении фона на исследуемом и стандартном образцах;
Закономерности накопления и распределения продуктов деления и плутония в твэлах при штатной эксплуатации
Состояние оксидного уранового топлива водоохлаждаемых реакторов на тепловых нейтронах, в настоящее время составляющих основу ядерной энергетики, во многом определяется накоплением и поведением газообразных продуктов деления, среди которых решающее значение имеет ксенон из-за его большого выхода в результате деления топлива и трансмутационных ядерных реакций. Одним из критериев, учитываемых при проектировании и эксплуатации твэлов этих реакторов, является требование не превышения к концу кампании давления смеси газов под оболочкой внешнего давления теплоносителя [17]. Поэтому среди результатов материаловедческих исследований по проблеме поведения газообразных продуктов деления важнейшей является информация о количестве и форме нахождения газа в облучаемом топливе, его распределении по сечению топливного сердечника. Установление корреляции между локальным содержанием газа, структурными особенностями топливной композиции и параметрами облучения необходимо для совершенствования технологии производства и обоснования работоспособности топлива и твэлов, разработки рекомендаций по условиям их эксплуатации. Важность этой задачи возрастает с увеличением выгорания топлива и в связи с его неравномерным распределением по радиусу топливного сердечника. Современные конструкции твэлов реакторов на тепловых нейтронах должны обеспечивать выгорание не менее 70 МВт-сут/кг. Вклад накапливающегося плутония в энерговыделение при таком выгорании существенен, и для теплофизических и термомеханических расчётов необходимы экспериментальные данные о динамике его накопления и радиальном распределении в топливном сердечнике в корреляции с распределением продуктов деления и структурными изменениями топливной композиции. Увеличение концентрации плутония и связанное с ним повышенное локальное выгорание во внешней кольцевой области топливного сердечника обусловливают реструктуризацию топлива, характеризующуюся образованием субзерен и газонаполненных пор, уменьшением количества газовых продуктов деления в матрице топлива.
По влиянию на состояние топлива цезий, относящийся к летучим продуктам деления из-за его высокой склонности к миграции в облучаемом твэле, называют вторым по важности после ксенона продуктом деления [18]. Относительно высокий выход стабильных и долгоживущих изотопов, низкая температура кипения металлического цезия и низкая растворимость его в оксиде урана, низкая температура диссоциации его оксидов, высокая у - активность изотопа Cs с периодом полураспада 30,2 года и высокая химическая активность цезия обусловливают необходимость изучения его поведения во всех аспектах ядерного цикла.
К числу наиболее перспективных направлений повышения эффективности эксплуатации АЭС с реакторами на тепловых нейтронах относятся внедрение топливных композиций, содержащих выгорающий поглотитель нейтронов, и использование маневренных режимов работы. Для обоснования работоспособности и возможности повышения выгорания топлива с выгорающим поглотителем необходимы экспериментальные результаты о взаимосвязанных факторах - кинетике выжигания поглощающих изотопов, влиянии поглотителя на среднее по сечению выгорание топлива и его радиальное распределение, на наработку плутония и продуктов деления. Внедрение топливных циклов с учетом работы в режиме маневрирования требует экспериментального исследования поведения газообразных и летучих продуктов деления для обоснования работоспособности твэлов в переходных режимах работы. Кроме того, для обоснования работоспособности топлива и твэлов при повышенных выгораниях необходимо исследование поведения газообразных продуктов деления при переходных режимах, связанных со скачками мощности.
В ГНЦ РФ НИИАР последовательно реализуется ряд программ реакторных испытаний твэлов и их послереакторных материаловедческих исследований. Для изучения свойств топлива и обоснования его работоспособности при повышенных уровнях выгорания наряду с исследованием твэлов после эксплуатации в энергетических реакторах реализуется программа дооблучения в исследовательском реакторе МИР отработавших штатных твэлов ВВЭР - 440 и ВВЭР - 1000. Поскольку изучение состояния твэлов, отработавших в штатных режимах эксплуатации, не позволяет ответить на вопросы, связанные с определением возможностей топлива, работающего в переходных режимах, на исследовательском реакторе МИР была проведена серия экспериментов по испытанию высоковыгоревшего топлива ВВЭР с целью обоснования его работоспособности в переходных режимах. Испытания проводились в режиме однократного (эксперименты RAMP) и ступенчатого (эксперименты FGR) увеличения мощности, а также в режиме многократного циклического изменения мощности как на полнометражных твэлах энергетических реакторов, так и на рефабрико-ванных твэлах (РФТ) с датчиками температуры в центре сердечника.
В настоящей работе представлены результаты исследования следующих групп твэлов (табл. 2.1): - твэлы с урановым оксидным топливом с обогащением 3,6 и 4,4 % по 235U после эксплуатации в составе различных ТВС в энергетических реакторах ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 до максимального выгорания 70 МВгсут/кг; - твэлы с урановым оксидным топливом с обогащением 4,4 % по U, которые после эксплуатации в энергетических реакторах были дополнительно облучены в реакторе МИР до максимального выгорания 70 МВгсут/кг; - твэлы с урановым и уран-гадолиниевым оксидным топливом с обога-щением 4,4 % по U после облучения в составе экспериментальных ТВС в исследовательском реакторе МИР; - твэлы с урановым и уран-гадолиниевым оксидным топливом с обога ліс щением 4,4 % по U после облучения в составе ТВС реактора ВВЭР-1000; - твэлы после различных реакторных экспериментов по испытанию вы соковыгоревшего топлива с целью обоснования его работоспособности в пере ходных режимах. Следует отметить, что для эксплуатации твэлов в активных зонах ВВЭР характерно постепенное снижение уровня линейной мощности с выгоранием. Так в исследованных твэлах ВВЭР-440 линейная тепловая мощность снижалась с 250-270 Вт/см в начале периода эксплуатации до 90-140 Вт/см в его конце, в твэлах ВВЭР-1000 соответственно с 300-320 до 100-150 Вт/см. Особенностью ТВС ЕК6393 ВВЭР-1000 (табл. 2.1) было наличие в ней комбинации твэлов с урановым и уран-гадолиниевым топливом.
Влияние состава и структурного состояния материалов оболочек на коррозию в результате взаимодействия с продуктами деления топлива
При средней молярной массе ксенона 134,23 г/моль его накопление на 1 МВтсут составляет 134,23-7,267-1020/(6,022-1023) = 0,162 г. Таким образом, выгоранию 1 МВт-сут/кг соответствует среднее накопление ксенона 0,162 г/кг урана. Поскольку 1 кг урана содержится в в 1,134 кг UO2, это эквивалентно массовой доле ксенона 0,0143 %.
Анализ ограничений предлагаемого способа. Необходимым условием корректности предлагаемого способа является идентичность изотопного состава газов, вышедших из топлива в свободный объем твэла, и изотопного состава всех наработанных в результате деления и трансмутации газов. Возможность отсутствия указанной идентичности обусловлена различным соотношением нарабатываемых изотопов ксенона и криптона вследствие изменения соотношения скоростей деления актиноидов с выгоранием в разных частях топливного сердечника. Так, например, изотопные составы газов, вышедших из топлива в результате скачка мощности на начальном этапе облучения и вышедших из краевой зоны сердечника в конце облучения, будут несколько различаться. Поэтому в каждом конкретном случае соответствие изотопного состава газов, вышедших из топлива, изотопному составу остаточных газов в топливе требует дополнительного рассмотрения в зависимости от выгорания, исходного обогащения, условий облучения и сечения по высоте твэла.
В настоящей работе для определения средней скорости образования ксенона на единицу выгорания использованы образцы топлива из центральных сечений твэлов после облучения до максимального выгорания 50-70 МВт-сут/кг в номинальном режиме. Учитывая, что выход газа зависит от линейной тепловой мощности и выгорания, можно предположить, что наличие газа в компенсационном объеме обусловлено его выходом из топлива в центральной части твэлов.
Оценим влияние неопределенности долей деления основных актиноидов на соотношение изотопов и среднюю скорость образования ксенона и криптона. Для трехгодичной кампании реактора ВВЭР-440 (максимальное выгорание около 40 МВт-сут/кг) доли деления ядер 235U, 239Pu, 24IPu и 238U равны 0,56; 0,32; 0,05 и 0,07 соответственно [26]. При таких долях деления сумма изотопов 83Кг + 84Кг и 131Хе + 132Хе составит 1,25 и 7,92, а общее количество криптона и ксенона 2,81 и 27,38 атомов на 100 актов деления. Для исследованного твэла реактора ВВЭР-440, облученного в течение пяти топливных циклов до максимального выгорания 60,8 МВт-сут/кг, доли делений ядер U, Ри, Ри и U определены с помощью метода масс-спектрометрии и равны 0,46; 0,37; 0,09 и 0,08 соответственно. Сумма долей изотопов 83Кг + 84Кг и 131Хе + шХе при таком распределении деления равна 1,168 и 8,030, а общее количество изотопов криптона и ксенона соответственно 2,63 и 27,76 на 100 актов деления. Отсюда видно, что неопределенность в долях делений основных актиноидов, связанная с изменением их соотношения в указанном интервале выгорания, не вызывает существенной погрешности в расчете скорости образования газообразных продуктов деления (различие для криптона и ксенона составило соответственно 6,8 и 1,4 %). Благоприятным обстоятельством при этом является тот факт, что различие в выходе изотопов ксенона (основной газовый продукт деления) при делении различных актиноидов невелико.
Оценка влияния локального по радиусу таблетки выгорания на среднюю скорость образования ксенона показывает, что при локальном выгорании 60 МВт-сут/кг с указанным выше распределением деления и при локальном вы-горании 120 МВт-сут/кг и распределении деления ядер U, Ри, Ри и U 0,25; 0,58; 0,09 и 0,8 соответственно (экстраполированные значения) различие в средних скоростях образования ксенона составляет около 4%.
Для совокупности исследованных твэлов из разных ТВС реакторов ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 получены средние скорости образования ксенона, соответствующие увеличению его массовой доли на 0,014±0,0003 % на 1 МВт-сут/кг для топлива с исходным обогащением 3,6 и 4,4% и средним по сечению выгоранием 50-70 МВт-сут/кг. Определенное таким образом значение средней скорости образования ксенона было использовано для построения радиальных профилей образовавшегося его количества в исследованных твэлах реакторов ВВЭР.
Накопление газовых продуктов деления, среди которых главное значение имеет ксенон из-за его большого выхода в результате деления актиноидов и трансмутационных ядерных реакций, может обусловливать: образование внутризёренной пористости; образование межзёренной пористости; формирование открытой пористости и выход ГПД; - формирование пористости при реструктуризации диоксида урана в краевой зоне сердечника. Определение содержания ксенона в облучённом топливе методом элек-тронно-зондового рентгеноспектрального микроанализа имеет особенность, обусловленную тем, что часть газа может находиться в порах, размер и распределение которых влияет на интенсивность характеристической рентгеновской линии из-за различия во взаимодействии первичного пучка электронов с твёрдым веществом и газом. Очевидно, что это различие будет увеличиваться с уменьшением плотности газовой фазы. Расчёты по влиянию пористости на интенсивность Lar линии ксенона были проведены в работе [35] для газонаполненных пор различного размера, давление внутри которых уравновешено поверхностным натяжением. Из полученных результатов следует, что интенсивность линии ксенона начинает уменьшаться при диаметре пор более 10 нм. Если ксенон находится в равновесной поре диаметром 100 нм, интенсивность линии в два раза ниже, чем от такого же количества ксенона, растворённого в U02.
Для структуры краевой зоны топлива водоохлаждаемых реакторов на тепловых нейтронах характерно образование газонаполненных пор с типичным размером 1 мкм. Анализ характеристик трёхмерной структуры облучённого топлива в краевой зоне сердечника, рассчитанных по результатам количественной металлографии и представленных в работе [36], показывает, что средние значения диаметра пор и расстояния между ними составляют соответственно 1-1,5 и 1,4-3,1 мкм в зависимости от локального выгорания. Глубина зоны возбуждения рентгеновского излучения в UO2 в процессе анализа (Хг) при ускоряющем напряжении первичного пучка электронов 15, 20 и 30 кВ, рассчитанная по формуле Рида [14]
