You need JavaScript to view this

Irradiation Behaviour of Uranium Carbide Fuels; Comportement des carbures d'uranium sous l’effet de l'irradiation; ПОВЕДЕНИЕ УРАНО-КАРБИДНОГО ТОПЛИВА ПРИ ОБЛУЧЕНИИ; Comportamiento de los combustibles de carburo de uranio frente a la irradiación

Conference:

Abstract

Arc-cast uranium-carbon fuels near stoichiometric UC in composition have been irradiated in sodium or NaK-bonded stainless-steel capsules at centre temperatures to 1950°F (1065°C) [average temperature to 1950°F (950°C)] to bum-ups of 25 000 MWd/MTU. Stoichiometric and slightly hyperstoichiometric fuels show approximately linear increase in diameter with burn- up to 25 000 MWd/MTU. At 1500°F (815°C) average centre temperature, diameter increase is less than 3% after 25 000 MWd/MTU and correspondingly lower at low fuel temperature. At 1000°F (540°C) average temperature, observed volume change is about equal to the change expected from fission product accumulation. Fission- gas release is estimated at less than 1% after 25 000 MWd/MTU at 1700°F (926°C) centre temperature. This is extrapolated trom experimental data up to 15 000 MWd/MTU at 1700°F (926°C). Transfer of carbon from hyperstoichiomeuic U-C fuel to stainless-steel cladding across the sodium bond has been observed in both inpile and out-of-pile experiments. There is no evidence in our view to support the possibility of irradiation- induced acceleration of the carbon transfer process. Two mechanisms appear to be operative simultaneously. At temperatures above 1000°F (540°C) the UC{sub 2} phase is selectively attacked by sodium or NaK, removing a carbon atom which goes into solution  More>>
Authors:
Sinizer, D. I.; Webb, B. A.; Berger, S. [1] 
  1. Atomics International, Canoga Park, CA (United States)
Publication Date:
Aug 15, 1963
Product Type:
Conference
Resource Relation:
Conference: Symposium on Radiation Damage in Solids and Reactor Materials, Venice (Italy), 7-11 May 1962; Other Information: 17 refs., 18 figs., 4 tabs.; Related Information: In: Radiation Damage in Reactor Materials. Part of the Proceedings of the Symposium on Radiation Damage in Solids and Reactor Materials| 773 p.
Subject:
11 NUCLEAR FUEL CYCLE AND FUEL MATERIALS; 22 GENERAL STUDIES OF NUCLEAR REACTORS; BURNUP; CAPSULES; CARBON; CLADDING; EXPERIMENTAL DATA; FCC LATTICES; FISSION PRODUCT RELEASE; FISSION PRODUCTS; FUEL ELEMENTS; POTASSIUM ALLOYS; RADIATION EFFECTS; SODIUM; SODIUM COMPOUNDS; SODIUM COOLED REACTORS; STAINLESS STEELS; STOICHIOMETRY; TEMPERATURE RANGE 0400-1000 K; URANIUM CARBIDES; VOIDS
OSTI ID:
22334311
Research Organizations:
International Atomic Energy Agency, Vienna (Austria)
Country of Origin:
IAEA
Language:
English
Other Identifying Numbers:
Other: ISSN 0074-1884; TRN: XA15M0296040595
Submitting Site:
INIS
Size:
page(s) 287-318
Announcement Date:
May 12, 2015

Conference:

Citation Formats

Sinizer, D. I., Webb, B. A., and Berger, S. Irradiation Behaviour of Uranium Carbide Fuels; Comportement des carbures d'uranium sous l’effet de l'irradiation; ПОВЕДЕНИЕ УРАНО-КАРБИДНОГО ТОПЛИВА ПРИ ОБЛУЧЕНИИ; Comportamiento de los combustibles de carburo de uranio frente a la irradiación. IAEA: N. p., 1963. Web.
Sinizer, D. I., Webb, B. A., & Berger, S. Irradiation Behaviour of Uranium Carbide Fuels; Comportement des carbures d'uranium sous l’effet de l'irradiation; ПОВЕДЕНИЕ УРАНО-КАРБИДНОГО ТОПЛИВА ПРИ ОБЛУЧЕНИИ; Comportamiento de los combustibles de carburo de uranio frente a la irradiación. IAEA.
Sinizer, D. I., Webb, B. A., and Berger, S. 1963. "Irradiation Behaviour of Uranium Carbide Fuels; Comportement des carbures d'uranium sous l’effet de l'irradiation; ПОВЕДЕНИЕ УРАНО-КАРБИДНОГО ТОПЛИВА ПРИ ОБЛУЧЕНИИ; Comportamiento de los combustibles de carburo de uranio frente a la irradiación." IAEA.
@misc{etde_22334311,
title = {Irradiation Behaviour of Uranium Carbide Fuels; Comportement des carbures d'uranium sous l’effet de l'irradiation; ПОВЕДЕНИЕ УРАНО-КАРБИДНОГО ТОПЛИВА ПРИ ОБЛУЧЕНИИ; Comportamiento de los combustibles de carburo de uranio frente a la irradiación}
author = {Sinizer, D. I., Webb, B. A., and Berger, S.}
abstractNote = {Arc-cast uranium-carbon fuels near stoichiometric UC in composition have been irradiated in sodium or NaK-bonded stainless-steel capsules at centre temperatures to 1950°F (1065°C) [average temperature to 1950°F (950°C)] to bum-ups of 25 000 MWd/MTU. Stoichiometric and slightly hyperstoichiometric fuels show approximately linear increase in diameter with burn- up to 25 000 MWd/MTU. At 1500°F (815°C) average centre temperature, diameter increase is less than 3% after 25 000 MWd/MTU and correspondingly lower at low fuel temperature. At 1000°F (540°C) average temperature, observed volume change is about equal to the change expected from fission product accumulation. Fission- gas release is estimated at less than 1% after 25 000 MWd/MTU at 1700°F (926°C) centre temperature. This is extrapolated trom experimental data up to 15 000 MWd/MTU at 1700°F (926°C). Transfer of carbon from hyperstoichiomeuic U-C fuel to stainless-steel cladding across the sodium bond has been observed in both inpile and out-of-pile experiments. There is no evidence in our view to support the possibility of irradiation- induced acceleration of the carbon transfer process. Two mechanisms appear to be operative simultaneously. At temperatures above 1000°F (540°C) the UC{sub 2} phase is selectively attacked by sodium or NaK, removing a carbon atom which goes into solution in the Na, and then transforming the {sup b}ody-centred tetragonal UC{sub 2} to face-centred cubic UC. Voids are left at sites formerly occupied by the lower-density UC{sub 2} phase. This process is clearly evident in out-of-pile isothermal compatibility tests and is the Tale-controlling step in carbon transfer to the cladding. Under irradiation there is evidence of diffusion occurring in the UC phase which results in healing of the voids at former UC{sub 2} sites. This healing is thought to be accelerated by the compressive stress in the fuel induced by the extreme temperature gradient during irradiation. The result is a void-free, single-phase microstructure in the decarburized region of the originally hyperstoichiometric fuel. No carbon transfer is observed with hypo- stoichiometric U-C. Carbon removed from hyperstoichiometric (J-C fuel is readily transferred across the Na bond to carburize stainless-steel cladding in both in-pile and out-of-pile experiments. This transfer represents a possible limitation of choice of fuel composition for Na-bonded stainless-steel-clad elements. Nevertheless, available data lead to the present conclusions that stoichiometric or hyperstoichiometric U-C Na-bonded to stainless steel can be effectively used in Na-cooled power reactors. Fission-gas release or fuel swelling do not represent limitations under presently conceived Na-cooled reactor conditions. Alternative cladding materials such as Cb alloys or gas-bonded fuel elements may be required for ultra-high-temperature applications. (author) [French] Des combustibles UC ayant uùe composition quasi stoechiométrique, obtenus par fusion à l’arc électrique et enfermés dans des gaines en acier inoxydable avec lien de sodium ou de NaK, ont été irradiés à des températures au centre allant jusqu'à 1950°F (1065°C) [température moyenne: 1750°F (950°C)] et des taux de combustion allant jusqu'à 25 000 MWj/t d'U, Les combustibles stoechiométriques et légèrement tiyperstoechiométriques accusent une augmentation à peu près linéaire du diamètre pour des taux de combustion allam jusqu'à 25 000 MWj/t d'U. Pour une température au centre moyenne de 1500°F (815°C), l'augmentation de diamètre est inférieure à 3% au-dessus de 25 000 MWj/t d’U; elle est proportionnellement moindre losque la température du combustible s'abaisse. A la température moyenne de 1000°F (540°C), on observe une dilatation qui est à peu près égal à celle que l'on peut prévoir du fait de l'accumulation des produits de fission. La libération des gaz de fission est estimée à moins de 1% au-dessus de 25 000 MWj/t d'U, pour une température au centre de 1700°F (926°C). Ce chiffre est obtenu par extrapolation des données expérimentales pour des taux de combustion allant jusqu'à 15 000 MWj/t d'U, à la même température. Dans des expériences en pile et hors pile, on a constaté qu'une certaine quantité de carbone du combustible hyperstoechiométriquè UC passe, à travers le lien de sodium, dans la gaine en acier inoxydable. De l'avis des auteurs, rien ne prouve que le processus de transfert du carbone soit accéléré par l'irradiation. Deux mécanismes semblent entrer en jeu simultanément. A des températures supérieures à 1000°F(540°C), la phase UC{sub 2} est attaquée en préférence par le sodium ou le NaK; de ce fait, il y a perte d'un atome de carbone, qui se dissout dans le Na, et transformation de UC{sub 2} tétragonal à mailles centrées en UC cubique à faces centrées. Il reste des lacunes dans les sites précédemment occupés par la phase UC{sub 2} à faible densité. Ce processus est très net dans les essais hors pile de compatibilité isothermique: il permet de déterminer le transfert de carbone dans la gaine. Sous l'effet de l’irradiation, on peut observer dans la phase UC une diffusion qui a pour résultât la«guérison»des lacunes dans les anciens sites de UC{sub 2}. On pense que cette guérison est accélérée par l'effort de compression du combustible, résultant du gradient de température maximum pendant l'irradiation. Il en résulte une microstructure en phase simple, sans lacunes, dans la région décarburée du combustible initialement hyperstoechiométrique. Aucun transfert de carbone n'intervient pour le UC hypo- stoechiométrique. Dans les expériences en pile comme dans celles hors pilé, le carbone détaché du combustible UC hyperstoechiométrique traverse aisément le lien de Na, pour carburer la gaine en acier inoxydable. Ce transfert impose peut-être une limitation dans la composition du combustible devant être contenu dans des gaines en acier inoxydable avec lien de Na.. Néanmoins, les données dont on dispose actuellement permettent de conclure que le combustible UC stoechiométrique ou hypostoechiométrique, dans une gaine en acier inoxydable avec lien de Na peut être efficacement utilisé dans les réacteurs de puissance refroidis au sodium. La libération des gaz de fission et la dilatation du combustible ne constituent pas des limitations pour les réacteurs refroidis au sodium tels qu'ils sont conçus actuellement. D'autres matériaux de gainage, tels que des alliages de Cb, ou des cartouches de combustible avec lien gazeux pourront être nécessaires pour les températures très élevées. (author) [Spanish] Los autores irradiaron combustibles de carburo de uranio fundidos al arco, de composición próxima a la del UC estequiométrico, en cápsulas de acero inoxidable con unión térmica de sodio o de aleación sodio-potasio (temperaturas centrales hasta 1065eC, temperaturas medias hasta 950°C), hasta alcanzar grados de combustión de 25 000 MWd/t de uranio. En los combustibles de composición estequiométrica o levemente hiperestequio- métrica, se observa que el aumento del diámetro es aproximadamente proporcional al coeficiente de consumo hasta los 25 000 MWd/t de uranio. Cuando la temperatura media en el centro alcanza a 815°C, el diámetro aumenta en menos de 3 por ciento, al exceder el grado de combustión de los 25 000 MWd/t de uranio, y disminuye en proporción al decrecer la temperatura del combustible. A una temperatura media de 540°C, la variación de volumen observada es aproximadamente igual a la que la acumulación de productos de fisión debería producir teóricamente. El desprendimiento de gases de fisión se evalúa en menos del 1 por ciento, cuando se superan los 25 000 MWd/t de uranio, a una temperatura central de 926°C. El mencionado valor se obtiene por extrapolación, partiendo de los datos experimentales obtenidos hasta los 15 000 MWd/t de uranio, a 926°C. Tanto en los experimentos realizados en el reactor como fuera del mismo, se ha observado transporte de carbono del combustible de UC hiperestequiométrico hacia el revestimiento de acero inoxidable, a través de la unión térmica de sodio. A juicio de los autores, no hay ningún indicio que confirme la suposición de que el proceso de transporte de carbono pueda ser acelerado por la irradiación. Al parecer, dos mecanismos intervienen simultáneamente. A temperaturas superiores a los 540°C, el sodio, o la aleación sodio-potasio, atacan selectivamente la fase UC{sub 2}, expulsando un átomo de carbono que pasa a disolverse en el sodio y dando lugar a la transformación del UC{sub 2} tetragonal centrado en el cuerpo en UC cúbico centrado en las caras. En los lugares ocupados previamente por la fase UC{sub 2}, de menor densidad, quedan los huecos respectivos. Este proceso se manifiesta claramente en los ensayos de compatibilidad isotérmica efectuados fuera del reactor y constituye el factor que regula la velocidad del transporte del carbono al revestimiento. En el curso de la irradiación, hay indicios de que tiene lugar una difusión en la fase UC, cuya consecuencia es el relleno de los huecos en ios lugares ocupados previamente por el UC{sub 2}. Se supone que esta recuperación se acelera gracias al esfuerzo de compresión que ejerce sobre el combustible el acentuado gradiente de temperatura durante la irradiación. Como resultado, se tiene una microestructura de fase única, exenta de huecos, en la región decarburada del combustible originalmente hiperestequiométrico. No se registra ningún transporte de carbono cuando la composición del UC es hipoestequiométrica. El carbono procedente del combustible de UC hiperestequiométrico es transportado fácilmente a través de la unión térmica de sodio, carburando el revestimiento de acero inoxidable, tanto en los experimentos dentro del reactor como en los experimentos fuera del mismo. Este transporte podría imponer una restricción en la elección de la composición del combustible en el caso de elementos revestidos de acero inoxidable con unión térmica de sodio. Con todo, los datos disponsibles permiten llegar a la conclusión de que el UC estequiométrico o hipoestequiométrico, unido al acero inoxidable mediante sodio, puede usarse con buenos resultados en los reactores refrigerados por sodio. El desprendimiento de gases de fisión o el crecimiento del combustible no significan limitaciones, en las condiciones de funcionamiento de los reactores refrigerados por sodio, tal como se los concibe actualmente. Para aplicaciones a temperaturas ultraelevadas, es posible que se necesiten otros materiales de revestimiento, tales como aleaciones de Cb o elementos combustibles con uniones térmicas gaseosas. (author) [Russian] Топливный стержень в виде литой дуги из урана-углерода, близкий по своему строению к стехиометрическому UC, подвергался облучение в натриевой или NaK-смеси, заключенной в капсулу из нержавеющей стали при температурах в центре 1065° ( средняя температура 950°С) при выгорании 25 ООО мгвт-дней/т. Стехиометрическое и слегка гиперстехиометрическое топливо показывает приблизительное линейное увеличение в диаметре с выгоранием до 25 ООО мгвт-дней/т. При средней температуре в центре (815°) увеличение диаметра происходит менее чем на 3% после 25 ООО мгвт-дкей/т и соответственно еще меньше при низких температурах топлива. При средней температуре в 1000°F (540°С) наблюдаемое изменение в объеме почти равно изменению, происходящему при аккумуляции продуктов деления. Высвобождение газообразных продуктов деления едва достигает X% после 25 ООО мгвт-дней/т при температуре влцентре 926°С. Такой расчет экстраполирован из экспериментальных данных при 15 ООО мгвт- i дней/т и при температуре 926°С. Перенос углерода из гиперстехиометрического топлива U-C в оболочку из нержавеющей стали через диффузионный слой натрия наблюдался в опытах как внутри реактора, так и вне реактора. По нашему мнению, нет данных, подтверждающих возможность ускорения процесса переноса углерода путем облучения. Представляется, что два механизма должны действовать одновременно. При температурах выше 540°С Na или NaK селективно реагируют с UC{sub 2}, удаляя атом углерода, который растворяется в Na, и преобразуя объемно-центрированный тетрагональный UC{sub 2} в гренецентрированный кубйческий UC. Образуются пустоты в местах, прежде заполненных фазой UC{sub 2} низкой плотности. Этот процесс совершенно очевиден в опытах по изотермической совместимости вне реактора, и он дает возможность регулировать скорость переноса углерода в оболочку. Доказано, что при облучении происходит диффузия, происходящая в фазе UC, в результате которой идет заполнение пустот в прежних местах UC{sub 2}. Думается, что это заполнение должно ускоряться при сжатии топлива, вызываемом высоким температурным градиентом во время облучения. В результате получается свободная от пустоты однофазная микроструктура в обезуглероженном районе первоначально гиперстехиометрического топлива. В гиперсте- хиометрическом UC не наблюдается переноса углерода. Углерод, удаленный из гиперстехиометрического топлива UC, легко переносится через диффузионный слой Na в-науглероженную оболочку из нержавеющей стали, что подтверждается опытами внутри и вне реактора. Этот перенос представляет некоторое ограничение в выборе состава топлива для элементов, покрытых, нержавеющей сталью и имеющих диффузионный слой Na., Тем-не менее, на основе имеющихся данных можно сделать вывод, что стехиометрическое или гиперстехиометрическое топливо UC с диффуед-'нным слоем Na в нержавеющей стали может эффёктивно'использоваться вэнергореакторах с натриевым охладителем. Высвобождение газообразных продуктов деления или набухание топлива не ограничивает понимание существующих условий в реакторе с натриевым охлаждением. Другие материалы пригодные для оболочки, такие как оплавы СЪ или топливные элементы с гаэрвым диффузионным слоем, могут потребоваться при использовании ультравысокой температуры. (author)}
place = {IAEA}
year = {1963}
month = {Aug}
}