Хлопкин Морская атомная енергетика 2007

ниями. Такое тройное подтверждение характеристик было оправдано многолетней практикой.

9.9. Подтверждение показателей надежности АЗ

Тепловыделяющий элемент является неремонтируемым изделием, к нему предъявляются очень высокие требования — сохранять свою работоспособность на весь срок службы АЗ в условиях высоких тепловых потоков, температур, нейтронных и гамма-полей, высоких накоплений продуктов деления. Отработка нового типа твэла занимает время около 10 лет. Она включает дореакторные испытания, когда выбирается окончательная конструкция. Далее следуют стадии реакторных и послереакторных испытаний.

К сожалению, твэлы атомных электростанций не отвечают требованиям морских реакторов ввиду малой работоспособности в маневренных условиях. Поэтому опытом их создания отечественным и зарубежным не удается воспользоваться.

Диоксид урана и оболочки из сплавов циркония были впервые применены на морских реакторах, но такие твэлы быстро теряли герметичность.

Первое, с чем встретились в отработке твэлов морских АЗ – это недостаточная представительность петлевых испытаний. Они – ускоренные, и переход к эксплуатационным условиям требует пересчета. Нужно учитывать ряд обстоятельств.

Кроме отсутствия маневренной работы при петлевых испытаниях было обнаружено, что и спектр нейтронов в петлевых испытаниях существенно отличается от спектра нейтронов в объектовых условиях. Исследовательские реакторы проектировались исходя из минимума расхода урана в процессе эксплуатации, в результате чего доля быстрых нейтронов в их общем спектре оказалась ниже в 4 – 5 раз, нежели на объектах. А именно быстрые нейтроны оказывают решающее воздействие на материалы оболочки, приводя к их охрупчиванию.

Второе обстоятельство – ускоренные испытания проводят на максимальных мощностях, чтобы сократить срок получения результата. В обычной практике максимальные мощности – наиболее тяжелые условия работы. Но в корабельной практике наиболее тяжелые условия для твэлов – средние мощности с более низкими темпе-

71

ратурами сердечника, при которых текучесть материала сердечника существенно снижается, его перераспределение по объему сердечника затруднено, что приводит к увеличению деформации оболочки.

Поэтому результаты петлевых испытаний в исследовательских реакторах являются предварительными. Они играют очень важную роль в отсеве неудачных или неправильных решений по твэлам, но полученные здесь данные по работоспособности твэлов нуждаются в уточнении. Игнорирование этого важного факта в некоторых случаях приводило к значительным финансовым потерям.

Более близкие данные по фактической работоспособности АЗ давали испытания АЗ на атомных ледоколах. Спектры нейтронов здесь и на корабельных АЗ близки, но отличается модель эксплуатации АЗ. Уровни мощности на ледоколах выше. Маневрирование иное. Здесь также требуется пересчет показателей надежности, но поправки гораздо меньше, чем при пересчете результатов петлевых испытаний.

Более достоверные данные по показателям надежности корабельных АЗ можно получить при их испытаниях на наземных стен- дах-прототипах. Здесь возможно воспроизвести и модель эксплуатации. Но это будут испытания все-таки единичных АЗ. Да и сроки испытаний АЗ на стенде-прототипе более длительные, чем на ледоколе ибо стенд-прототип работает на мощности практически только половину календарного времени, а ледоколы – более 2/3, иногда даже непрерывно в течение года. Необходимо учитывать также возможности подтверждения работоспособности АЗ сразу в 13 реакторах гражданского флота. Набирается значительная статистика, что особенно важно при переходе на новую элементную базу.

В последнее время проведения петлевых испытаний твэлов значительно сокращены. Они стали очень дорогими. Все чаще применяются вставки твэлов нового типа в опытные ледокольные АЗ.

Конечно, появляется дополнительный риск, но зато получаются более близкие результаты к объектовым. Риск значительно снижен благодаря увеличению роли расчетных работ в отработке АЗ. По свойствам материалов, их изменениям под воздействием полей излучения накоплен значительный опыт. Расчеты напряжений и деформаций при распухании топлива существенно усовершенствовались.

72

Полученные результаты позволяют с большей уверенностью создавать новую опытную зону, показатели надежности которой затем подтверждаются при работе ее по прямому назначению на ледоколах.

Этот способ отработки АЗ в дальнейшем, по-видимому, приобретет все более широкое распространение.

В целом морские АЗ потребовали значительных усилий для отработки их надежности. Достигнуты важные результаты. Очень существенно повышен их энергозапас, обеспечивающий работу ЯЭУ на весь межремонтный период. Необходимость создания АЗ на весь срок службы корабля в настоящее время неочевидна. Это потребует значительного количества ОКР и НИР, времени, да и АЗ к концу службы корабля значительно морально устареют.

10. СЕРДЕЧНИКИ ТВЭЛОВ МОРСКИХ РЕАКТОРОВ

На наземных станциях в сердечниках твэлов широко применяется диоксид урана. Первые опыты использования диоксида урана в активных зонах морских реакторов выявили его серьезные недостатки (кстати, здесь его применили раньше, чем на АЭС):

•неприспособленность твэлов с такими сердечниками к маневренной работе (АЗ за короткое время теряли свою герметичность, причина этого – сильное взаимодействие сердечника с оболочкой, вызывающее в ней большие напряжения и деформации при маневрировании);

•высокий запас аккумулированного в сердечнике тепла вследствие высоких температур в нем из-за низкой теплопроводности диоксида (при остановке насосов это приводит к большому перегреву оболочек твэлов).

Этих недостатков можно избежать, если применить более теплопроводное топливо и исключить зазор между сердечником и оболочкой. Образно такое топливо называют холодным, так как

температура в нем не превышает 500 °С.

73

10.1. Уран

Уран, обладающий значительно большей теплопроводностью (приблизительно в 10 раз) и большей ураноемкостью (почти в 2 раза) по сравнению с диоксидом, не мог быть использован в сердечниках морских твэлов.

Он коррозионно-нестоек и реагирует с водой, паром, воздухом даже при невысоких температурах. В результате быстрого окисления топливо увеличивает свой объем, разрушая оболочку.

У урана три фазовых состояния α, β и γ с различной кристаллической структурой и удельными объемами. При переходе из одной фазы в другую происходит скачкообразное изменение объема. Кроме того, первая фаза имеет различные коэффициенты термического расширения по осям кристаллической решетки, что при термоциклировании вызывает рост образца (за 100 циклов колебаний

температуры от 100 до 500 °С ∆dd =5 % ).

Распухание уранового сердечника ∆VV составляет 18 % при на-

коплении 1 г/см3 продуктов деления в нем. При распухании урана деформация – неравномерная. Образцы приобретают «жеванную» поверхность.

10.2. Сплавы урана с молибденом

Легирование урана молибденом до 9 % фиксирует гамма-фазу вплоть до комнатных температур, устраняя фазовые переходы при изменении температур и благодаря этому – размерную неустойчивость.

Допустимые выгорания в уран-молибденовом топливе достигают 0,38 г/см3 при 600 °С и 0,08 г/см3 при 800 °С.

Но этот сплав не образует сцепления ни со стальной, ни с циркониевой оболочкой. Наличие зазора между сердечником и оболочкой ограничивает применение таких сердечников. Конечно, возможна заливка зазора легкоплавким металлом (например, сплавом алюминия). Но такие твэлы не использовались. Уранмолибденовый сплав нашел некоторое применение в дисперсных

74

твэлах – на первой в мире АЭС, на первом и втором блоках Белоярской АЭС (реакторы АМБ-1 и АМБ-2). На этих двух блоках Белоярской АЭС вырабатывался перегретый пар.

Недостатком этого сплава является высокое поглощение нейтронов молибденом ( σa = 2,7 барн).

10.3. Сплавы урана с цирконием

Они получили широкое распространение в морских установках за рубежом. Растворимость урана в циркониевых сплавах очень низкая. Используются составы, содержащие уран до 25 вес. %. Фактически это сердечники дисперсионного типа (см. разд. 10.4).

Уран-циркониевая композиция хорошо совместима с оболочками из коррозионно-стойких сплавов циркония (сплавы-110 и -635, циркалой-2 и -4, цирло) и образует с ними хорошее сцепление. Сама композиция урана и циркония тоже коррозионно-стойкая в воде, если весовое содержание в ней урана не превышает 25 %.

Малое сечение поглощения нейтронов цирконием ( σa = 0,18 барн ) уменьшает загрузку 235U в АЗ. Коэффициенты линейного расширения сердечника и оболочки близки друг к другу и невелики ( α 6,5 10−6 1/К). Теплопроводность сердечника и

оболочки гораздо выше, чем у диоксида урана ( λ 17 Вт/(м К)). Благодаря малым перепадам температур по сечению твэла он хорошо приспособлен к маневренной работе ЯЭУ. Радиационная стойкость твэла высока – относительное удлинение циркониевой оболочки δ = 5 – 8 % сохраняется до высоких флюенсов быстрых нейтронов с Е ≥1 MэВ – 1022 нейтр./см2. Распухание сплавов урана

с цирконием довольно высоко ( ∆VV 25 % на 1 г продуктов деле-

ния в кубическом сантиметре) и после 550 °С возрастает значительно.

Основными недостатками этого типа твэлов являются:

• ограничение температур оболочки 330 – 350 °С по условиям общей и локальной коррозии и времени работы при повышенных температурах (~ 30000 – 35000 ч) из-за образования толстой пленки оксидов и резкого ускорения скорости коррозии после этого;

75

•высокое распухание топливной композиции особенно при температурах выше 550 °С, приводящее к затеснению проходных сечений для теплоносителя в АЗ;

•поглощение водорода и образование прослоек гидрида циркония, особенно опасных в связи с их расположением поперек действующих напряжений;

•малая ураноемкость таких сплавов, что требует высоких обогащений топлива;

•отсутствие в нашей стране технологии переработки такого отработавшего ядерного топлива.

10.4.Сердечники твэлов дисперсионного типа

Вних топливо распределено в виде дисперсных частиц в теплопроводной и радиационно стойкой матрице из неделящегося материала – алюминия, циркония, стали и их сплавов (рис. 10.1). При этом сочетается пластичность матрицы с ее хорошими ядернофизическими, антикоррозионными свойствами и высокой теплопроводностью с прочностью керамического или интерметаллидного топлива.

Рис. 10.1. Схематическое изображение дисперсионной топливной композиции: 1 – топливные частицы; 2 – матрица; 3 – слои матрицы, поврежденные осколками деления

76

Это создает большой простор в выборе комбинаций топлива и матрицы в составе сердечника и позволяет оптимизировать его структуру благодаря более высокой теплопроводности.

Дисперсионный топливный сердечник содержит значительно меньше аккумулированного тепла по сравнению с сердечником из диоксида. Он обладает большей радиационной стойкостью, так как разрушение матрицы локализуется возле топливной композиции. Область матрицы, удаленная от топлива, свободна от продуктов деления, ими не легирована и в значительной мере сохраняет свои физические и химические свойства.

При использовании металлической матрицы она может быть металлургически соединена с оболочкой без какой-либо контактной среды. Это дополнительно снижает уровень температур сердечника.

Очень важно минимизировать контакты топливных частиц сердечника друг с другом, иначе сердечник приобретает прозрачность для прохода газообразных и летучих продуктов деления. При потере герметичности оболочки у таких сердечников будет большой выход продуктов деления в теплоноситель.

Более того, для повышения надежности твэла дисперсионного типа стремятся даже не допускать смыкания поврежденных слоев матрицы вокруг топливных частиц.

Пробеги тяжелых осколков в топливе – λт , в матрице – λм составляют:

UO2: λт = 9,4 мкм, Al: λм = 13,7 мкм, Zr: λм = 9,1 мкм,

нержавеющая сталь: λм = 6,7 мкм.

Разработаны технологии, предотвращающие случаи смыкания поврежденных слоев матрицы. Каждая топливная частица покрывается слоем неделящегося материала – или такого, как матрица, или какого-либо другого.

Иногда покрытие состоит из нескольких слоев, причем толщина первого выбирается исходя из длины пробегов продуктов деления в покрытии.

77

Долю продуктов деления, покидающих сферическую частицу топлива радиусом r0 и выходящих в матрицу, можно оценить по формуле:

Схематично распределение продуктов деления в микрочастице топлива и матрице при различных значениях λт / r0 показано на

рис. 10.2.

В матрице кроме зоны, поврежденной вылетающими продуктами деления, есть еще зоны химического взаимодействия

( UO2 + Al → UAlx ; UO2 + Zr → UZr ).

Кроме того, продукты деления, обладающие большим сродством к кислороду и способные восстановить UO2 до U , могут изменить состав топлива, особенно при глубоких выгораниях.

Рис. 10.2. Распределение продуктов деления в микрочастице топлива и матрице: а – λт/r0 < 1, б – 1 ≤ λт/r0 ≤ 2, в – λт/r0 > 2; r0 – радиус сферической микрочастицы топлива, r – расстояние от ее центра, nоск – плотность осколков деления в объеме дисперсионного сердечника

78

Долю поврежденной матрицы по отношению к объему топлива можно определить по формуле:

Предел прочности матрицы и сердечника сильно зависит от объемного содержания топливных частиц.

Характеристики материалов различных модификаций матриц приведены в табл. 10.1.

Матрица из сплавов алюминия. Сечение захвата у алюминия мало. Он очень теплопроводный, радиационно стойкий и технологичный материал. Но коррозионная стойкость алюминиевой матрицы невелика и существенно падает с повышением температуры. Поэтому при повышенных температурах (выше 200 °С) применяются сплавы алюминия, имеющие более высокую коррозионную стойкость.

Дисперсионные твэлы с использованием топливных частиц из UO2, U3O8, UАl3 получили распространение в исследовательских реакторах, не требующих высоких температур теплоносителя. Возле оксидов урана образуется слой Al2O3, предотвращающий дальнейшее взаимодействие до температур 500 °С. Выше этих температур уран проникает в матрицу.

79

Возле частиц UАl3 образуется интерметаллическое соединение UAl4 c увеличением объема. Иногда в матрицу добавляют кремний. На границе частиц образуется эвтектика Al-Si, являющаяся хорошим барьером, ограничивающим взаимодействие урана и алюминия.

Даже при высоких выгораниях топлива и накоплениях в единице объема сердечника продуктов деления в исследовательских реакторах твэлы сохраняли работоспособность при очень высоких тепловых нагрузках – до 5 106 Вт/м2 и удельном энерговыделении до 3 МВт/л.

Невысокая прочность и резкое снижение механических свойств при повышении температур ограничивает использование этих матриц, однако в твэлах сложной формы эти свойства способствуют снижению деформаций оболочки и повышению работоспособности.

Матрицы из сплава циркония. Этот тип твэлов получил очень широкое распространение в морских ядерных энергетических установках, особенно за рубежом. Из-за малой ураноемкости обогащение топлива, как правило, составляло 90 – 93 %. Из-за малой растворимости урана в цирконии сердечники из сплавов циркония, обсуждаемые в разд. 10.3, фактически являются дисперсионным топливом, если АЗ имеют значительный энергозапас.

Предельные удельные накопления продуктов деления в объеме сердечника – 1 г/см3, весовое содержание урана в твэлах Шиппингпортской АЭС не превышало 12 %, в твэлах ледоколов – 20 %, топливные частицы, как правило, UO2 или порошок урана.

Матрицы из нержавеющей стали. Казалось бы, благодаря прочности матрицы твэлы с топливными частицами UO2 должны иметь высокую работоспособность. Однако фактически предельным накоплением продуктов деления в единице объема сердечника при температурах сердечника до 500 °С было – 0,6 г/см3, при 800 °С – 0,2 г/см3. Содержание UO2 – 30 %. При понижении содержания UO2 работоспособность увеличивается. Относительное распухание 16 % на 1 г/см3 продуктов деления. Малые допустимые удельные накопления продуктов деления и высокие сечения захвата нейтронов в нержавеющей стали ограничили применение АЗ с матрицей из нержавеющей стали. Это были единичные случаи для реакторов малой мощности в США (РМ-1).

80