Национальный исследовательский ядерный университет «МИФИ», Москва, Россия:

С. Н. Никитин, инженер

Б. А. Тарасов, инженер

Д. П. Шорников, ст. науч. сотр., Отраслевая научно-исследовательская лаборатория 7091, эл. почта: mephi200809@yandex.ru

В. Г. Баранов, проф. каф. «Физические проблемы материаловедения», зав. НИЛ 7091

В работе принимала участие ст. препод. каф.«Физические проблемы материаловедения» НИЯУ МИФИ М. А. Бурлакова.

Сегодня одним из перспективных видов ядерного топлива для реакторов на быстрых нейтронах является металлическое топливо на основе UZr-, UPuZr- и UMo-сплавов, обладающее такими преимуществами, как высокая теплопроводность, высокая плотность и отличные нейтронно- физические свойства. В качестве оболочек твэлов с таким топливом предлагаются ферритно- мартенситные стали, такие как HT-9 и 9Cr, мало распухающие при облучении, а также имеющие хорошие механические свойства при высокой температуре и стойкие в металлических теплоносителях. Однако металлическое топливо при эксплуатации из-за распухания приходит в плотный контакт с металлической оболочкой, что способствует диффузионному взаимодействию топливо – оболочка при высокой температуре с образованием жидкой фазы и разрушению твэла. Перспективным путем повышения совместимости металлического топлива с ферритными сталями является легирование последних элементами, образующими барьерные слои (Al, Si). Данная работа посвящена изучению диффузионного взаимодействия сплавов UZr и UMo со сплавами железа. Введение алюминия в сплав Fe – 13 % (мас.) Cr приводит к снижению скорости взаимодействия UZr-сердечника с оболочкой более чем в 4 раза. Кроме того, совместимость U – Mo-топлива с чистым железом и сплавами FeCr выше по сравнению с UZr-топливом.

1. Hofman G. L., Walters L. C. Metallic Fast Reactor Fuels. Materials Science and Technology: Comprehensive Treatment. B.R.T. Frost. VCH, New York, 1994. Part 1, Vol. 10A. 

2. Huang K., Park Y., Zhou L., Coffey K. R., Sohn Y. H., Sencer B. H., Kennedy J. R. Effects of Cr and Ni on interdiffusion and reaction between U and Fe – Cr – Ni alloys. Journal of Nuclear Materials. 2014. Vol. 451. pp. 372–378.

3. Cohen A. B., Tsai H., Neimark L. A. Journal of Nuclear Materials. 1993. Vol. 204. p. 244. 

4. Ohtsuka S., Kaito T., Ukai S., Inoue M., Okuda T., Kimura A. High temperature reaction tests between high-Cr ODS ferritic steels and U – Zr metallic fuel. Journal of Nuclear Materials. 2013. Vol. 441. pp. 286–292. 

5. Kimura A., Kasada R., Iwata N., Kishimoto H., Zhang C. H., Isselin J., Dou P., Lee J. H., Muthukumar N., Okuda T., Inoue M., Ukai S., Ohnuki S., Fujisawa T., Abe T. F. Development of Al added high-Cr ODS steels for fuel cladding of next generation nuclear systems. Journal of Nuclear Materials. 2011. Vol. 417. pp. 176–179. 

6. Kinya Nakamura, Takanari Ogata, Masaki Kurata, Akinori Itoh, Mitsuo Akabori. Reactions of U – Zr alloy with Fe and Fe – Cr alloy. Journal of Nuclear Materials. 1999. Vol. 275. pp. 246–254. 

7. Keiser D. D., Jr., Dayananda M. A. Interdiffusion between U – Zr fuel and selected Fe – Ni – Cr alloys. Journal of Nuclear Materials. 1993. Vol. 200. pp. 229–243. 

8. Keiser D. D., Dayananda M. A. Interdiffusion between U – Zr Fuel vs Selected Cladding Steels. Metallurgical and Materials Transactions. 1994. Vol. 25A. p. 1649.