В реакторе БН-600 проходят испытания экспериментальных тепловыделяющих элементов со смешанным нитридным ураноплутониевым топливом и оболочками из сталей аустенитного и ферритно-мартенситного класса в составе тепловыделяющих сборок. Особенностью экспериментальной тепловыделяющей сборки ЭТВС-13 было использование твэлов с оболочками из стали марки ЭП823-Ш (16Х12МВСФБР-Ш)3 увеличенного диаметра. Основными задачами послереакторных исследований, наряду с получением данных об особенностях состояния твэлов увеличенного диаметра, было обнаружение негерметичного твэла, выявление места дефекта в оболочке и исследование его характеристик, для того чтобы выяснить причины нарушения герметичности твэла.
Ключевые слова: нитридное ураноплутониевое топливо; послереакторные исследования; радиационное распухание; продукты деления; микроструктура; реактор на быстрых нейтронах.
PIE RESULTS OBTAINED FOR FUEL RODS WITH MIXED NITRIDE U-Pu FUEL FROM EXPERIMENTAL FUEL ASSEMBLY EFA-13 IRRADIATED IN THE BN-600 REACTOR
A.V. Belyaeva, F.N. Kryukov, O.N. Nikitin, Ilnur F. Gilmutdinov, P.I. Grin, S.S. Sagalov,
M.V. Skupov, B.A. Tarasov, L.M. Zabudko, A.F. Grachev
The experimental fuel rods with mixed nitride U-Pu fuel and claddings made of austenitic and ferritic-martensitic steels are being irradiated in the BN-600 reactor as part of fuel assemblies. The peculiar feature of the EFA-13 is that it contains fuel rods of increased diameter with claddings made of steel EP823-Sh (16Х12МВСФБР-Ш). The PIE tasks, along with obtaining data on the state of fuel rods of increased diameter, were to detect a leaky fuel rod, to find a defect in its clad-ding and to examine it for revealing a cause of leakage.
Ключевые слова: nitride U-Pu fuel; post-irradiation examinations; irradiation-induced swelling; fission products; microstructure; fast reactor.
