// Росатом / ТВЭЛ
АО «ТВЭЛ» признано лидером в области охраны труда и здоровья работниковНа АЭХК запущена установка по производству бифторида калияВ Росатоме изготовлена начальная загрузка ядерного топлива для второго энергоблока Белорусской АЭС
Структура
отрасли
Структура
ТВЭЛ
Радиационная
обстановка

СМИ о компании

Атомный эксперт, 19.06.2019. Толерантное топливо: перспективы


24.06.2019, 10:00


Заведующий кафедрой физических проблем материаловедения НИЯУ МИФИ Борис Калин рассказывает о последних разработках и перспективных направлениях в области создания толерантного топлива.
По данным МАГАТЭ, сегодня в мире действуют 450 ядерных реакторов, еще 55 строятся. В основном это реакторы западного дизайна: под давлением - PWR (США, Франция, Япония, Китай, Южная Корея, Великобритания, Германия и др.) и кипящие - BWR (США, Япония, Индия, Германия и др.); есть и установки российского дизайна: ВВЭР 440, ВВЭР 1000. Существуют также реакторы канальные, типа CANDU (Канада, Китай и Южная Корея), РБМК 1000 и ЭГП (Россия); Китай осваивает проекты собственного дизайна (CNP 1000, CNP 600 и CNP 300).
Базовое ядерное топливо - тепловыделяющие сборки (ТВС), содержащие твэлы. Твэлы легководных реакторов на тепловых нейтронах состоят из оболочек, изготовленных из сплавов на основе циркония, и ядерного топлива в виде таблеток диоксида урана. Оболочка твэла - первый физический барьер на пути выхода продуктов деления ядерного топлива в теплоноситель.
Сегодня атомная энергетика имеет группу хорошо зарекомендовавших себя в процессе эксплуатации сплавов на основе циркония для ТВС легководных реакторов; основные из них представлены в Таблице.
Сплавы российской разработки - это Э110 (оболочки и заглушки твэлов и дистанционирующие решетки ТВС), Э635 (для труб направляющих каналов и для уголков жесткости в ТВС), Э125 (для канальных труб реактора РБМК). Сплавы аналогичного назначения западного дизайна: циркалой 2 (Zry 2), циркалой 4 (Zry 4) и Zr 2,5Nb.
Циркониевые сплавы постоянно совершенствуются, применяются сложные композиции: цирконий-ниобий-олово с добавками железа и кислорода (Э635, ZIRLO) и другие. В российских реакторах внедряются оптимизированные учеными ВНИИНМа композиции сплавов.
За всю историю атомной энергетики известно несколько крупных аварий, связанных с перегревом активной зоны. В декабре 1952 года на канадской АЭС «Чок-Ривер» в штате Онтарио произошли перегрев и частичное расплавление активной зоны. В 1979 году, тоже в США, на АЭС «Tри-Майл Айленд» в штате Пенсильвания, активная зона была расплавлена на 53%. Затем случился Чернобыль - на четвертом блоке была разрушена активная зона реактора. А 11 марта 2011 года в Японии в результате землетрясения и цунами на атомной станции «Фукусима 1» из-за отключения охлаждающей системы расплавилось ядерное топливо в реакторе блока № 1. Именно авария на «Фукусиме 1» послужила сигналом к активизации НИР по разработке оболочек, устойчивых в аварийных условиях.
В процессе эксплуатации ядерного реактора на поверхности деталей ТВС, изготовленных из сплавов циркония, в теплоносителе возникает плотная защитная пленка оксида циркония - эффективный защитный барьер на пути проникновения кислорода и водорода в сплав. Что происходит при перегреве оболочек твэлов легководных реакторов? С ростом температуры за счет фазовых превращений в оксиде и в самом цирконии идет деградация защитных свойств оксида. Этому способствует и процесс раздувания оболочки твэла изнутри газами при нагревании, приводящий к разрушению оксида.
Цирконий, будучи химически активным элементом, начинает взаимодействовать с водяным паром, и при температуре выше 900 °C идет экзотермическая реакция с выделением энергии (порядка 600 кДж/моль) и образованием большого количества водорода. В результате оболочка поглощает кислород и водород и охрупчивается, а из-за интенсивного химического взаимодействия происходит настолько активное окисление, что оболочка твэла может разрушиться полностью. Поэтому разработка устойчивых к высокотемпературному окислению оболочек твэлов имеет принципиальное значение для безопасности атомной энергетики в целом.
Как все начиналось
Анализируя возможные направления создания толерантного ядерного топлива, следует обратиться к опыту выбора материалов при создании первых энергетических ядерных реакторов. Первые ядерные реакторы - на Обнинской (АМ), Белоярской (АМБ-100 и АМБ-200), Билибинской (ЭГП-6) станциях - были построены с использованием оболочек из аустенитных сталей Х18Н10Т и Х16Н15М3Б. Использовалось дисперсное топливо, то есть топливная композиция в виде сплавов на основе урана или диоксида урана была упакована в неделящиеся сплавы меди, магния и других металлов.
В реакторах западного образца в качестве оболочек также использовались аустенитные стали и высоконикелевые сплавы; однако существенный генетический недостаток этих материалов состоит в том, что под действием напряжений в них происходит коррозионное растрескивание, так называемое КРН. Например, фирма Westinghouse эксплуатировала порядка 200 тыс. оболочек твэлов из коррозионностойкой стали, и оказалось: каждая сотая оболочка испытывает КРН, что приводит к разгерметизации твэлов.
В 1950-х годах было принято решение строить атомные реакторы для флота. Вышеописанное поведение оболочек было недопустимо, поэтому начались активные разработки циркониевых сплавов. В СССР большой вклад в эти исследования внес Василий Емельянов - в 1950-х годах он руководил научно-техническим управлением Минсредмаша. Благодаря В. Емельянову была организована планомерная разработка циркониевых сплавов. К разработке йодидного циркония были привлечены многие организации и вузы, в частности МИФИ.
Нужно особо подчеркнуть опыт взаимодействия отрасли с вузами страны. Василий Семенович, будучи руководителем НТУ министерства, в 1948 году создал на инженерно-физическом факультете Московского механического института кафедру спецметаллургии и возглавлял ее до 1984 года. В короткие сроки на кафедре был сформирован коллектив и была создана научная школа получения высокочистых металлов для отрасли, на основе химических транспортных реакций разработана технология получения иодидного циркония. Эти разработки были внедрены в ПНИТИ, а затем перенесены на ЧМЗ. Позже В. Емельянов стал заместителем Ефима Славского и председателем госкомитета по использованию атомной энергии.
Эти руководители активно использовали научный потенциал вузов для решения отраслевых задач, в ведущих вузах оперативно создавались научные школы и лаборатории (например, первая отраслевая лаборатория № 7 в МИФИ). Было бы очень неплохо возродить эту практику.
Уместно вспомнить организаторов и первых руководителей исследований сплавов циркония. Это, во первых, Рубен Амбарцумян, работавший во Всероссийском научно-исследовательском институте авиационных материалов (ВИАМ): сплав циркония с 1% ниобия был разработан под его руководством. Большую роль в этом научном направлении сыграли Александр Займовский и Николай Решетников - сотрудники ВНИИНМа. И, конечно, сложно переоценить роль Антонины Никулиной - главного специалиста отдела разработки циркониевых материалов ВНИИНМа, единственной женщины в России, награжденной за вклад в производство циркониевых изделий для ядерной энергетики медалью им. Вильяма Кролля.
Итак, были созданы циркониевые сплавы: в СССР Н1 и Н2,5, в США - Zry 2 и Zry 4, в Канаде - Zr-2,5Nb. Однако для обеспечения безопасности ядерно-энергетических установок предстояло изучить радиационное поведение таких сплавов.
Исследовались радиационный рост, радиационная ползучесть, степень окисления в теплоносителе при эксплуатации, взаимодействие с водородом (цирконий, как активный металл, легко образует гидриды, наблюдается замедленное гидридное растрескивание). Работы по совершенствованию сплавов циркония, начавшиеся в 1960-х годах, продолжаются до сих пор. Сегодня разработка ВНИИНМа - это сплав Э635, на Западе - ZIRLO, в Японии - NDA и MDA.
Достоинства российских циркониевых сплавов известны: сплав Э110 в последней разработке показывает высокую стойкость к равномерной коррозии при выгорании до 70 МВт в сутки на 1 кг урана; сплав Э635 - высокие стойкость к очаговой коррозии и сопротивление формоизменению.
<…>
Заключение
Внедрение альтернативных оболочек твэлов в легководные реакторы связано с революционным изменением технологии производства твэлов, конструкции ТВС и активной зоны, физики реактора. Это создание нового типа реактора, которое потребует специальной долгосрочной программы. Сегодня для выбора материала нет достоверных данных, так как отсутствуют комплексные испытания альтернативных оболочек по критериям лицензирования топлива.
С экономической точки зрения противостояния проектным авариям типа LOCA (с потерей теплоносителя) интерес представляет обоснование способов модифицирования структурно-фазового состояния в поверхностных слоях существующих сплавов циркония в направлении создания градиентного защитного слоя в самой оболочке.
Пока нет общепризнанной экономической оценки трех вариантов повышения безопасности активной зоны: создание покрытий, замена циркония и создание надежных систем безопасности реакторов настоящего дизайна.