АНАЛИЗ РАСЧЕТНЫХ И ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫХ ДАННЫХ С ЦЕЛЬЮ ВОЗМОЖНОГО ОПРЕДЕЛЕНИЯ ПРИЧИН РАЗГЕРМЕТИЗАЦИИ ТВЭЛОВ С НИТРИДНЫМ ТОПЛИВОМ РЕАКТОРА БР-10
, ,
Государственный научный центр РФ Физико-энергетический институт, г. Обнинск, Россия
Введение
В настоящее время наблюдается все возрастающий интерес к плотным видам топлива, в том числе, и к нитриду для перспективных проектов быстрых реакторов (БН-800, БН-1800, БРЕСТ, гибридные ускорительные системы и пр.). При проведении исследований ощущается недостаток данных по свойствам нитридов, по особенностям поведения нитридного топлива под облучением. В связи с этим, большую ценность представляет многолетний опыт эксплуатации двух нитридных загрузок активных зон реактора БР-10. Выяснение возможных причин разгерметизации твэлов позволит сделать некоторые рекомендации, необходимые для определения предельных параметров эксплуатации перспективных проектов.
Первую кампанию (IV загрузка реактора) с топливом из мононитрида урана реактор БР-10 эксплуатировался с мая 1983 года по август 1989 года. За этот период реактор отработал 882 эфф. сут., при этом было достигнуто максимальное выгорание топлива 8% т. ат. (проектное выгорание 8% т. ат.).
Вторую кампанию с нитридным топливом (V загрузка реактора) реактор БР-10 находился в эксплуатации с 1990 года по 2002. За этот период реактор отработал 1481 эффективных суток. Максимальное выгорание топлива достигло »8,8% т. ат.
Восемнадцатилетняя эксплуатация реактора БР-10 с топливом из мононитрида урана показала его хорошую работоспособность. Более 99% твэлов проработали до проектной величины выгорания (8,0% т. а.) без разгерметизации оболочек. В первой активной зоне с нитридом имели место только два случая газовой неплотности оболочек твэлов. Из 24-х случаев разгерметизации оболочек твэлов второй нитридной зоны только в одном случае разгерметизация твэла произошла при выгорании 6.3%т. а., остальные случаи нарушений герметичности имели место после превышения проектного выгорания (более 8%т. а.) и только в одном случае был дефект с контактом топлива с натриевым теплоносителем.
Как показывает анализ расчетных данных по исследованию работоспособности твэлов с нитридным топливом, наиболее вероятной причиной разгерметизации твэлов является термомеханическое взаимодействие топлива с оболочкой. При обосновании предельно допустимого выгорания топлива в V загрузке реактора БР-10, выполненного в рамках работы по продлению срока службы реактора БР-10, выгорание было ограничены величиной 9%т. ат. именно по этой причине. Однако недостаточное количество экспериментальных данных по основным свойствам нитрида, определяющих его поведение под облучением вносит довольно значительную неопределенность в расчеты предельно допустимой величины выгорания. Кроме этого, значительное влияние оказывают условия облучения, в первую очередь, температура топлива.
В докладе мы систематизировали данные по всем случаям нарушения герметичности твэлов с нитридным топливом в реакторе БР-10, а также провели уточненные расчеты температурного и напряженно-деформированного состояния твэлов БР-10, используя зависимости по свойствам нитридов, полученные на основании анализа литературных данных, проведенного нами в 2002г./1/.
1. Конструкция твэла и основные условия эксплуатации
В таблице 1 представлены данные по условиям эксплуатации и конструкции твэлов с нитридным топливом IV и V загрузок, необходимые для проведения температурного и прочностного расчетов. В качестве топлива используются брикеты из нитрида урана 90% обогащения по урану – 235 с плотностью не ниже 95% от теоретической. Вес урана 235 в одном твэле не менее 185 г.
Таблица 1.
Условия работы и конструкция твэлов реактора БР-10 с топливом из нитрида урана
№ | Параметр | IV загрузка | V загрузка |
1. | Мощность реактора, МВт | 8 МВт | |
2 | Кампания, эфф. сут. | 882 | 970…1130 |
3 | Плотность таблетки, г/см3 | 12….13.4 | |
4 | Максимальная линейная мощность, Вт/см | 450 | |
5 | Максимальное выгорание, %т. ат. | 8.0 | 8.8 |
6 | Максимальный нейтронный поток, н/см2 с | 8.6 *1014 | |
7 | Температура натрия на входе в активную зону, оС | 325…350 | |
8 | Максимальный подогрев теплоносителя в сборке оС | 165 | |
9 | Диаметр*толщина оболочки, мм | 8,4*0,4 | |
10 | Диаметр топливной таблетки, мм | 7,4 | |
11 | Высота активной зоны, мм | 400 | |
12 | Высота газовой полости (верх), мм | 100 |
В таблице 2 представлены систематизированые данные по итогам эксплуатации двух загрузок активной зоны БР-10 с нитридным топливом.
Таблица 2
Результаты эксплуатации штатных ТВС IV и V загрузок ИР БР-10
N | Параметр | IV загрузка | V загрузка |
1 | Методы контроля состояния твэлов | 1)по активности ГПД – отбор проб 6 раз в сутки 2)непрерывный контроль по ЗН | |
2 | Количество разгерметизаций в зоне (из них, с контактом по топливу) | 2 (0) | 24 (1) |
3 | Макс. выгорание топлива в активной зоне в момент разгерметизации, %т. ат. (дата появления негерметичности). Для V загрузки указаны случаи с максимальной активностью. | 1) 5 2) | 1)6.3% (1.02.1996) 2) 7.8% (18.04.1997) реактор остановлен для замены газа в газовых полостях насосов, выход на мощность, останов в июне 1997г. 3) около 8.8% (7.09.1999) мощность снижена до 0, замена газа, выход на мощность, останов, выгрузка ТВС с макс. выгоранием |
4 | Поиск негерметичных ТВС в зоне | “Отдавливание” натрия из ТВС – не удалось найти | Не проводилось |
5 | Отмывка ТВС от натрия- | 1)Не отмывались после выгрузки. 2)Отмывались после 10 лет хранения в герметичных пеналах с воздушно-аргонной средой.(1999г.) | 1) Не отмывались после выгрузки до апреля 1988г. 2) С апреля 1998г. введен обязательный контроль герметичности и отмывка |
6. | Результаты проверки внереакторной системой обнаружения дефектных сборок (СОДС-В) | 1)Проверено 33 ОТВС с макс. выгоранием 1.2%-6.23% т. ат. 2) 5 негерметичных по газу (5.68%-6.23% т. ат.), 2 негерметичных по ЗН (5.68%, 5.84%т. ат.) | 1) Проверено 63 ОТВС с макс. выгоранием >6.95% 2) 20 негерметичных по газу: 1-6.95%, остальные 8.25-8.78%т. ат. |
2. Расчет температурного и напряженно-деформированного состояний твэла реактора БР-10
В настоящем докладе расчеты проведены для центрального твэла ТВС четвертого ряда, V загрузка. В таблице 3 приведены условия облучения центрального твэла ТВС, установленной на радиусе 72мм от оси активной зоны; доза и выгорание приведены на момент времени 921 эфф. сут., линейная мощность – на начало облучения.
Таблица 3.
Условия облучения центрального твэла ТВС четвертого ряда
Высота АЗ, мм | Линейная мощность, кВт/м | Выгорание, %т. ат. | Флюенс,1022, н/см2 | Доза, сна |
+200 | 22.1 | 4.57 | 3.38 | 16.1 |
+100 | 30.6 | 6.33 | 5.04 | 26.2 |
0 | 33.5 | 6.91 | 5.52 | 27.3 |
-100 | 28.8 | 5.95 | 4.73 | 23.2 |
-200 | 22.6 | 4.67 | 2.97 | 12.9 |
При достижении максимального выгорания 9%т. ат. время облучения составит 1200эфф. сут, максимальная линейная мощность – 27.8КВт/м.
Расчеты температурного и напряженно-деформированного состояния твэла проведены по коду КОНДОР /2/ в 9-ти сечениях по высоте твэла. При расчете были использованы следующие зависимости по распуханию и радиационной ползучести оболочечной стали ЭИ-847 в аустенизированном состоянии:
Распухание
%
где (kt) – повреждающая доза, сна; Т – температура оболочки, оС.
Cкорость радиационной ползучести
1/час
где k× – скорость повреждающей дозы, сна/час; s - напряжениe, МПа.
Расчеты показали, что максимальная температура топлива в начале облучения составляет 1025С, в конце – 807С. Данные таблицы 3 даны для условий работы реактора на мощности 8МВт. В реальных условий реактор работал на мощности 8МВт в разных циклах, в лучшем случае, 60% времени, поэтому температура топлива в течение длительного времени была даже ниже полученных значений.
При расчетах времени, когда исходный зазор между топливом и оболочкой выбирается, и топливо начинает контактировать с оболочкой, были проанализированы два варианта зависимости по скорости распухания нитрида:
I вариант /3/. Вследствие низкой температуры топлива, его распухание обусловлено накоплением твердых продуктов деления и “замороженных” в кристаллической решетке газовых продуктов деления, не выделяющихся в закрытые и открытые поры. Скорость распухания нитрида с теоретической плотностью без учета “замороженных” газовых осколков составляет 1.72% на 1%т. ат. Если в топливе все ГПД присутствуют в виде “замороженных” газов, то скорость холодного распухания составляет 2.14% на 1% т. ат. Для топлива реактора БР-10 с фактической плотностью 12.0-13.4г/см3 скорость распухания при отсутствии “замороженных” газов должна составлять 1.45-1.6% на 1%т. ат., а с учетом всех ГПД 1.8-2.0% на 1%т. ат. Послереакторные исследования плотности облученного нитридного топлива БР-10 IV загрузки показали, что скорость распухания составляет 1.2-1.9% на 1%т. ат. С учетом вышеизложенного, при оценках предлагается использовать величину скорости распухания нитрида 1.7% на 1% т. ат.
II вариант (используется в расчетной практике КАЭ, Франция).
=газ+тв, 1 / %т. ат.
где тв– скорость “твердого” распухания; газ– скорость “газового” распухания.
тв=0.008 × С3; газ.=0.01 × С1× С2× С3× С4× exp(-C2× t)
где:
; 
С3=exp(0.04-p); С4=exp(-0.1 Pконт),
где t, % т. ат - выгорание.; Т, К – температура; р, отн. ед.; – пористость; Pконт, МПа – контактное давление /4/.
Для первого варианта было получено, что ко времени 1200эфф. сут. контакт топлива с оболочкой имеет место во всех сечениях, кроме двух самых верхних. Контакт топлива и оболочки ранее всего наступает в центральном сечении 5: при t=23 328эфф. час (972 эфф. сут) после начала облучения. Для второго варианта зазор сохраняется во всех сечениях до конца облучения, т. е. при II подходе не происходит контакта и последующего термомеханического взаимодействия нитридного топлива с оболочкой вплоть до выгораний ³9%т. ат. В этом случае разгерметизация топлива в реакторе БР-10 не может быть объяснена жестким нагружением оболочки со стороны распухающего топлива.
На рис.1 представлены результаты расчета окружных напряжений в оболочке в сечениях 1,3,5. Хотя контакт топлива и оболочки наступает, в первую очередь, в сечении 5, максимальные напряжения на внутренней поверхности оболочки на момент времени t=1200эфф. сут час.) имеют место в сечении 3, где более холодное топливо. Как видно из рис.2, резкое возрастание напряжений во всех сечениях происходит сразу же после наступления контакта, что может явиться причиной нарушения герметичности оболочек.
Следует заметить, что для принятых в расчете законах распухания и ползучести топлива уже при максимальном выгорании около 8%т. ат. эфф. час.) уровень напряжений в оболочке становится неприемлемо высоким, вследствие чего возможна разгерметизация твэла.
 |
Таким образом, поскольку скорость ползучести нитридного уранового топлива при температурах, характерных для условий реактора БР-10, низка, ресурс твэла определяется временем наступления контакта топлива и оболочки, который, в свою очередь, определяется скоростями распухания топлива и оболочки.
3. Программа работ по послереакторным исследованиям твэлов реактора БР-10.
Для выяснения причин выхода из строя твэлов с нитридным топливом с выоранием более 8%т. ат. и получения данных по поведению нитрида при высоких выгораниях в горячей лаборатории ФЭИ были начаты послереакторные исследования ТВС АБ811 № 60.
ТВС АБ811 № 60, достигшая выгорания 8.4% т. ат., была выгружена из реактора БРапреля 1999 вместе с другими пятью сборками с высоким выгоранием топлива в связи с повышением активности теплоносителя из-за потери герметичности твэлов. После извлечения этих ТВС дальнейшего повышения активности теплоносителя не наблюдалось. Проверка всех 6-ти сборок на герметичность после хранения в течение ~3-х лет показала, что ТВС АБ811 № 60 может быть отнесена к негерметичным, остальные 5 ТВС, по-видимому, не содержат негерметичных твэлов.
К настоящему времени проведена разделка ТВС и первичный визуальный осмотр всех 7-ми твэлов, который не выявил каких-либо дефектов в виде трещин, сквозных язв, питтингов и других коррозионных повреждений на внешней поверхности оболочек.
При исследовании ТВС АБ811 № 60 основное внимание будет уделено поиску негерметичных твэлов и местоположения дефекта.
Как показано в разделе 2, требуется уточнение зависимости распухания топлива от его температуры и исходной плотности, поскольку основная неопределенность в расчетах времени наступления контакта топлива и оболочки связана с данным параметром. Для плотного “холодного” твэла, топливо которого имеет низкую скорость ползучести, точность предсказания ресурса, в первую очередь, определяется скоростью распухания топлива, наряду со скоростью распухания оболочки, которая определяется по результатам профилометрии.
Для получения достоверных данных по температурной зависимости распухания топлива должны быть проведены корректные расчеты температур всех исследованных твэлов в зависимости от истории эксплуатации РУ БР-10.
Заключение
1.В докладе систематизированы и проанализированы данные по всем случаям нарушения герметичности твэлов двух загрузок активной зоны реактора БР-10 с нитридным топливом UN. Показано, что более 99% твэлов проработали до проектной величины выгорания (8,0% т. а.) без разгерметизации оболочек. Основная часть нарушений герметичности имела место после превышения проектного выгорания (более 8%т. а.), и только в одном случае был дефект с контактом топлива с натриевым теплоносителем.
2. Проведены расчеты температур и напряженно-деформированного состояния твэлов ТВС четвертого ряда, ресурс которых был увеличен сверх проектного специальным решением. Максимальная температура топлива в начале облучения составляет 1025С, в конце – 807С. Показано, что наиболее вероятной причиной разгерметизации твэлов при выгораниях ³ 8%т. ат. является жесткое деформирование оболочки со стороны распухающего топлива после выбора исходного зазора между топливом и оболочкой. Для принятых в расчете законах распухания и ползучести топлива уже при максимальном выгорании топлива около 8%т. ат. эфф. час.) уровень напряжений в оболочке становится неприемлемо высоким, вследствие чего возможна разгерметизация твэла.
3. Проведен отбор ТВС из числа подозреваемых на негерметичность для послереакторных исследований твэлов: ТВС АБ811 № 60, достигшая выгорания 8.4% т. ат., выгруженная из реактора БРапреля 1999 вместе с другими пятью сборками с высоким выгоранием топлива, в связи с повышением активности теплоносителя из-за потери герметичности твэлов. При исследовании ТВС АБ811 № 60 основное внимание будет уделено поиску негерметичных твэлов и местоположения дефекта. Кроме этого, работа будет нацелена на уточнение зависимости скорости распухания нитрида от температуры и исходной плотности.
Список использованных источников
1., Труфанов работоспособности твэла активной зоны реактора БН с нитридным топливом на основе имеющихся отечественных и зарубежных экспериментальных данных. Препринт ФЭИ-2954, Обнинск-2002.
2., , Долматов моделирование напряженно-деформированного состояния в стержневых цилиндрических твэлах. Программа КОНДОР. Препринт ФЭИ-1853, Обнинск, 1987.
3., , и др. Продление срока службы активной зоны реактора БР-10 с нитридным топливом. Сб. тезисов докладов VI Российской конференции по реакторному материаловедению, 11-15 сентября 2000г., Димитровград, с. 153.
4.H. Zimmerman et al. J. Nucl. Mat.,
ANALYSIS OF CALCULATED AND EXPERIMENTAL DATA AIMING INVESTIGATION OF REASONS OF NITRIDE PINS FAILURES IN BR-10 REACTOR
L. M.Zaboudko, L. I.Mamaev, A. A.Trufanov
State Scientific Center of Russian Federation Institute for Physics and Power Engineering, Obninsk, Russia
Introduction
There is interest to dense fuels, including nitride fuel, for the perspective projects of fast reactors (BN-800, BN-1800, BREST, ADS etc.) today. At realization of researches the shortage of data on nitrides properties, on specific features of nitride behavior under irradiation is felt. In this connection, the long-term operation experience of two nitride loadings of the BR-10 reactor cores is very valuable. The clearing up of the possible reasons of pin failures will allow to make some recommendations necessary for the definition of limit operation parameters of the perspective projects.
The first period (IV reactor loading) with nitride fuel the BR-10 reactor was operated since May, 1983 till August, 1989 for 882 efpd, the maximum fuel burn-up of 8 at% was reached. (design value 8 at%.).
The second period with nitride fuel (V reactor loading) the BR-10 reactor was in maintenance since a 1990 on 2002 for 1481 efpd. The maximum fuel burn-up of 8,8 at% was reached.
The BR-10 operation during 18 years with uranium nitride fuel proved its good performance. More than 99 % fuel pins were irradiated up to design value of burn-up (8,0at.%) without cladding failures. In the first loading core with nitride fuel only two gas failures of fuel pins were detected. From 24 cases of pins failures of the second loading only one pin failure has happened at burn-up 6.3 at.%, other failures took place after excess of design burn-up value (more than 8 at.%), and only in one case there was DN signal.
As the calculation analysis of nitride fuel performance shows, the most probable reason of pins failures is a fuel-cladding mechanical interaction (FCMI). At the substantiation of maximum allowable burn-up values of fuel in the BR-10 second loading carried out within the work on the extension of BR-10 service life, the burn-up was limited to the value of 9 at% for this reason. However insufficient amount of experimental data on basic nitride properties defining its behavior under irradiation brings in rather significant indeterminacy to calculations of limit burn-up value. Besides significant influence have the irradiation conditions, first of all, fuel temperature.
In the report the data on all cases of nitride pins failures in the BR-10 reactor are systematized, and also the updated calculations of temperature and stress-strain state of BR-10 fuel pins are conducted with the use of the relationships on nitride properties obtained after the analysis of literature data conducted by the authors in 2002 /1/.
1. Fuel pin design and basic operation conditions
In Table 1 the data on the operation conditions and pin design with nitride fuel of IV and V loadings used for temperature and strength calculations are shown. The nitride pellets of 90 % enrichment on uranium - 235 with a density not less than 95 % from theoretical one are used. The weight of uranium - 235 in one pin is not less than 185g.
Table 1.
Operation conditions and BR-10 pins with nitride fuel
№ | Parameter | IV loading | V loading |
1 | Reactor potency, МW | 8 MW | |
2 | Operating period, efpd. | 882 | 970…1130 |
3 | Pellet density, g/cm3 | 12….13.4 | |
4 | Max linear rating, W/cm | 450 | |
5 | Max burn-up, at% | 8.0 | 8.8 |
6 | Max neutron flux, n/cm2c | 8.6*1014 | |
7 | Inlet coolant temperature, оС | 325…350 | |
8 | Max inlet/outlet temperature increase of coolant, оС | 165 | |
9 | Diameter*wall thickness of cladding оболочки, mm | 8.4*0,4 | |
10 | Fuel pellet diameter, mm | 7,4 | |
11 | Core height, mm | 400 | |
12 | Gas plenum height (top), mm | 100 |
The generalized data on operation results of two nitride loadings of the BR-10 core are given in Table 2.
Table 2
Main results of operation of standard FAs of IV and V loadings of BR-10 reactor
N | Parameter | IV loading | V loading |
1 | Methods of pin integrity monitoring | 1) gas leakage–6 times per day of sampling 2) permanent monitoring on delayed neutrons (DND) | |
2 | Number of failures ( including, DN signal) | 2 (0) | 24 (1) |
3 | Max burn-up at the time of failure, at%. (date of failure) For loading V only failure cases with max activity are shown. | 1) 5.37at% (19.02.1987) 2) 7.1at% (18.11.1988) | 1) 6.3 at% (1.02.1996) 2) 7.8at% (18.04.1997) - the reactor was shut down to exchange gas in the pumps gas plenums; full power increase; stop on June 1997. 3) about 8.8 at% (7.09.1999) – power decrease to 0; gas exchange; power increase; stop; discharge of FAs with max burn-up |
4 | Searching of leaked pins in the core | “Pressing-out” of sodium from FA– no result | No checking |
5 | Washing of FA from sodium | 1) No washing after discharge. 2) The washing after 10 years of storage in the tight containers with argon-air (1999) | 1) No washing after discharge up to April 1988. 2) Beginning on April 1998 obligatory checking of pins after discharge and washing |
6. | Results of damaged FAs searching by out-of-pile system (SОDS-V system) | 1) 33 spent FAs with max burn-up of 1.2at%-6.23at% are checked 2) 5 pins (5.68at%-6.23at%) with gas leakage, 2 pins (5.68 at%, 5.84 at%) with DN signal | 1) 33 spent FAs with max burn-up of 6.95at% (1), 7.62at%(1), rest FAs with 8.25-8.79at% 2) 16 pins with gas leakage:at%, rest 8.25-8.78at% |
2. Calculation of temperature and stress-strain state of BR-10 pin
In the report the calculations are done for the central pin of the fourth row FA, V loading. The irradiation conditions of central pin of FA installed on the radius of 72mm from the core axes are given in Table 3. Doze and burn-up values are shown for time 921 efpd, linear rating – for the beginning of life.
Table 3
Operation conditions of central pin of forh row FA
Core height, mm мм | Linear rating, KW/m | Burn-up, at% | Fluence,1022, n/cm2 | Dose, dpa |
+200 | 22.1 | 4.57 | 3.38 | 16.1 |
+100 | 30.6 | 6.33 | 5.04 | 26.2 |
0 | 33.5 | 6.91 | 5.52 | 27.3 |
-100 | 28.8 | 5.95 | 4.73 | 23.2 |
-200 | 22.6 | 4.67 | 2.97 | 12.9 |
At maximum burn-up of 9at% the irradiation time will be equal to 1200 efpd, and the maximum linear rating - 27.8KW/m.
The calculations of temperature and stress-strain state of the pin are conducted by the KONDOR code /2/ in 9 sections trough the pin height. The following swelling and irradiation creep relationships for EI-847 cladding steel were used:
swelling
%
where (kt), dpa - damage doze; Т, оС. – cladding temperature
Irradiation creep rate
where k, dpa/h – doze rate; σ , MPa - stress;
The calculations have shown that maximum fuel temperature at the beginning of life is equal to 1025С, at the end of irradiation - 807С. The data of Table 3 are given for the operation conditions of the reactor on the level of 8MW power. In real conditions the reactor power was equal to 8MW in different cycles, at the best, only 60 % of total time, therefore fuel temperature for a long operation time was even lower than obtained values.
At the calculations of the time, when the initial gap between fuel and cladding is closed, and the fuel begins to contact with the cladding, two options of nitride swelling laws were used:
I option /3/. Due to low fuel temperature, its swelling is stipulated by the accumulation of solid fission products and gas products, «frozen» in a crystalline lattice and not released into closed and open pores. The swelling rate of nitride with a theoretical density disregarding of «frozen» gas fission products is equal to 1.72 % per 1 at% If all gas products are presented as the «frozen» gases, the cold swelling rate is 2.14 % per 1 at%. For fuel of the BR-10 reactor with the real density of 12.0-13.4g/cm3 the swelling rate without «frozen» gases account should be 1.45-1.6 % per 1 at% and with account of all gas products - 1.8-2.0 % per 1 at%. Post-irradiation study of the density of IV loading nitride have shown, that its swelling rate is equal to 1.2-1.9 % per 1 at%. With allowance for above-stated, it is offered to use the swelling rate of nitride equal to 1.7 % per 1at%.
II option (used by CEA, France).
= gas+ solid, 1 / at%,
where solid - solid swelling rate; gas – gas swelling rate.
solid=0.008 С3; gas. = 0.01 С1 С2 С3 С4 exp (-C2 τ),
; 
С3=exp (0.04-p); С4=exp (-0.1 Pконт),
where τ, at% - burn-up.; Т, K - temperature; р- porosity; Pконт, MPa - contact pressure /4/.
For the first option the calculation showed, that at 1200efpd the fuel-cladding contact takes place in all sections, except for two upper. First of all the contact begins in central section (# 5): at 972 efpd h). For the second option there is no contact in all sections up to the end of operating period, i. e. no FCMI up to burn-up values more than 9 at%. In this case fuel pin failures in the BR-10 reactor could not be explained by FCMI.
The calculation results of cladding hoop stresses in sections # 1,3,5 are shown on Fig.1. Though the first fuel-cladding contact occurs in the section # 5, the maximum cladding stresses at 1200efpd h) take place in the section # 3 where more cold fuel. As it is seen from Fig. 1, the sharp increase of stresses in all sections happens after the fuel-cladding contact, that could be by the reason of consequent failure.
It is necessary to notice that for the fuel swelling and irradiation creep relationships used at the calculations, already at maximum burn-up about 8at% h) the stress level in the cladding becomes unacceptable high, owing to what the pin leakage is possible.
Thus, as the irradiation creep rate of uranium nitride is low at BR-10 temperatures, the fuel pin life time is determined by the time of FCMI beginning which, in turn, is determined by swelling rates of fuel and cladding.
3. Program of PIE of the BR-10 reactor fuel pins.
To understand the reasons of nitride pins failures at more than 8 at% and to receive the additional data on nitride behavior at high burn-ups, the post-irradiation study of FA AB811№ 60 is begun in the IPPE hot laboratory.
FA AB811 № 60 was discharged from the reactor on April 24, 1999 at 8.4 at% together with other five assemblies with high burn-ups due to coolant activity increase from pins failures. After discharge of these FAs no further increase of coolant activity was observed. The checking of all 6 FAs on air-tightness after the storage during about 3 years showed, that FA АB811 № 60 could be considered as leaked one, remaining 5 FAs, apparently, had no pins with leakage.
To the present time the dismantling of FA and the primary visual inspection of all 7 pins is done. The inspection has not revealed any imperfections as cracks, open ulcers, pittings and other corrosion damages on outer surfaces of the claddings.
At the PIE of АB811 № 60 basic attentions will be given to the searching of leaked pins and location of an imperfection.
As shown in section 2, the improvement of fuel swelling relationship in dependence on temperature and initial density is required, as the basic indeterminacy in calculation of fuel-cladding contact time is connected to this property. For dense «cold» fuel with low irradiation creep rate the correctness of a life time prediction is determined, first of all, by fuel swelling rate, along with cladding steels swelling rate, which may be evaluated from results of profilometry.
To receive the correct data on fuel swelling versus temperature, the correct calculations of temperatures of all investigated pins with the account of real BR-10 irradiation history should be conducted.
Conclusion
1. In the report the data on all cases of nitride pins failures in the BR-10 reactor are systematized and analysed. It is shown, that more than 99 % fuel pins were irradiated up to design value of burn-up (8,0at.%) without cladding failures. Most number of failures took place after excess of design burn-up value (more than 8 at.%), and only in one case there was DND signal.
2. The calculations of temperature and stress-strain state of the central pin of the fourth row FA of V core loading are carried out. The irradiation time of this FA was increased by the special technical decision. The calculations have shown that maximum fuel temperature at the beginning of life is equal to 1025С, at the end of irradiation - 807С. It is shown, that the most probable reason of pins failures after 8at% is FCMI after initial fuel-cladding gap closing. For the fuel swelling and irradiation creep relationships used at the calculations, already at maximum burn-up about 8at% h) the stress level in the cladding becomes unacceptable high, owing to what the pin leakage is possible
3. The selection of FA for PIE was done. FA AB811 № 60 was discharged from the reactor on April 24, 1999 at 8.4 at% together with other five assemblies with high burn-ups due to coolant activity increase from pins failures. At the PIE of АB811 № 60 basic attentions will be given to the searching of leaked pins and location of an imperfection. Besides the dependence of fuel swelling on temperature and density will be studied.
References
1 Zaboudko L. M., Trufanov A. A. Study of nitride fuel performance in sodium fast reactor on base of domestic and foreign experimental data. Preprint IPPE-2954, Obninsk - 2002.
2. Khmelevski M. Ya., Malakhova E. I., Dolmatov P. S. Mathematical simulation of stress-strain state of cylindrical fuel pins. KONDOR code. Preprint IPPE-1853, Obninsk, 1987.
3.Kriutchkov E. A., Mamaev L. I., Moseev L. I. et al. Prolongation of operating period of BR-10 nitride core. Proc of abstracts, 6th Russian Conf. on Reactor Materials Science, 11-15 Sept., 2000, Dimitrovgrad
4.H. Zimmerman et al. J. Nucl. Mat.,
