DD-first report-Savchenko-TM-2014-ru-2

c d

Рис. 51. Структура легированногоUMo двухфазного сплава, a, b – U+5,7Mo+0,9Si; c, d - U+6,3Mo+0,9Si+0,15Al [67]

Основная сложность легирования U-Mo топлива заключается в уменьшении стабильности γ-(U-Mo) фазы за счет снижения содержания в ней молибдена при добавлении легирующих элементов, в частности алюминия. Тот же эффект происходит при легировании кремнием. Часть молибдена из гамма урановой фазы входит в интерметаллическую фазу, тем самым, обедняя твердый раствор гамма фазы по Mo . Это должно уменьшать ее стабильность. Как видно из рисунка 51d молибден присутствует в интерметаллидной фазе урана с кремнием, что нежелательно. Для предотвращения этого явления применен термодинамический анализ с использованием диаграмм состояния.

Как правило, при легировании UMo сплава элементами, образующими с ураном интерметаллические соединения, реализуется приведенный на рис. 52a нежелательный тип диаграммы состояния с тройными интерметаллическими фазами, в которые входит молибден, например в системах U-Mo-Al, U-Mo-Si, U- Mo-Sn и т. д. [ 67]. Чтобы молибден не входил в интерметаллидную фазу, а оставался бы в твердом растворе с ураном, необходимо, чтобы реализовывался тип диаграммы состояния, приведенный на рис. 52б, когда фазовый треугольник ограничен фазами U-U2Mo-UX, где UX – двойное интерметаллическое соединение между ураном и легирующим элементом. Такой вариант возможен в системе U-Mo-C (рис. 52c), в которой теоретически не должно образовываться тройных соединений вблизи уранового угла диаграммы состояния. Подтверждение этого можно видеть на рис. 53, где приведено распределение элементов сплава U-9Mo с примесью углерода в характеристическом рентгеновском излучении U, Mo и C. Хорошо видно отсутствие молибдена во включениях карбидной фазы по границам зерен гамма твердого раствора U-Mo.

31

в

Рис. 52. Типы диаграмм состояния UMo сплава элементами, образующими с ураном интерметаллические соединения, а - система с тройными соединениями (U-Mo-Al), б – система с двойными соединениями, c - изотермический разрез диаграммы состояния U-Mo-C при 1500 0С [68]

Рис.53. Распределение элементов сплаваU-6,5Mo с примесью углерода в характеристическом рентгеновском излучении a – вторичных электронах, b – Mo, c - C. [61]

Дальнейшие исследования в области легирования направлены на использовании в качестве гамма-стабилизаторов Mo, Nb, Zr, а в качестве второй фазы O, N, Si, C, для образования керамических или интерметаллических радиационно-стойких фаз при высоких температурах фаз.

В таблице 10 приведены сравнительные данные по ураноемкости штатного топлива и различных многофазных урановых сплавов [53-54]

Таблица 10 [53-54]

32

. Комбинация методов

Для улучшения свойств ATF топлива рассматривается также комбинации методов, например, применение керамических и относительно хрупких оболочек из SiC с композитным топливом может позволить увеличить работоспособность твэлов, так как композиты пластичны, не нагружают оболочку SiC при работе, а пористость в топливе компенсирует его распухание (рис.

54) [10]

. Возможны различные сочетания оболочечных и топливных материалов.

Рис. 54. Сочетание применения оболочечных и топливных материалов для улучшения свойств ATF топлива [10]

Моделирование поведения ATF топлива

Моделирование поведения ATF топлива включает расчет сценариев аварийных ситуаций для холодного топлива разного типа, моделирование поведения стальных оболочек при аварийных ситуациях, проведение дореакторных испытаний (рис. 55). [63, 69-71]

33

.

Для того, чтобы не ухудшать себестоимость ATF топлива требуется [1-6]:

1.Применение тонких стальных оболочек 0.25-0.3 mm вместо 0.58 (zircaloy).

2.Применение высокоплотного топлива (UN, U3Si, композитное топливо).

Реализация второго условия может позволить компенсировать недостатки применения стальных оболочек. Например, применение композитного топлива (рис. 57) может привести к [53, 54, 56]:

Рис. 57. Макро и микроструктуры композитного топлива (МЕТМЕТ)[53, 54]

1.Увеличению содержания плутония в топливе (в 2.5-3 раз выше)

2.Увеличению количества делящихся изотопов плутония до 75-78% в отработавшем топливе из-за более жесткого нейтронного спектра

3.Увеличение коэффициента воспроизводства до 0.7-0.8 из-за уменьшения соотношения H/U

4.Увеличения кампании на 30% (дополнительно 500 эффективных суток) при сохранении

штатного обогащения топлива.

5. Увеличение время между перегрузками и следовательно, КИУМ. Возможно применение двухгодичного цикла.

35

36

Рис. Рис. 60. Преимущества использования нового дисперсионного ураноемкого топлива для реактора типа ВВЭР-1000

[53, 54]

Дополнительные преимущества:

-Низкая температура топлива, соответствующая критерию «холодное топливо».

-Наличие пористости в топливном сердечнике позволяет компенсировать распухание

топлива до выгорания 1 г/см3, что в пересчете на штатный твэл ВВЭР-1000 соответствует выгоранию 120 МВт*сут/кгU.

- Наличие металлургического сцепления между оболочкой и сердечником делает твэлы работоспособными в режиме переменных нагрузок, что приведет к оптимизации режиму эксплуатации АЭС и повышению их надежности и безопасности [53, 54].

Важным экономическим аспектом является возможность переработки нового топлива, а также особенности топливного цикла при применении топлива.

Для нового топлива можно применить схему переработки, наподобие DUPIC, но более простую

[53, 54, 73, 74].

Сначала, как в схеме DUPEC, нагревом из топлива удаляются газообразные продукты деления. Затем твэл подвергается небольшой деформации. Мостики из циркониевого матричного сплава между топливными гранулами разрушаются и содержимое твэла высыпается на сито, где более мелкие фракции циркониевого матричного сплава отделяются от более крупных гранул металлического топлива, содержащего также образовавшийся плутоний. Извлеченные гранулы состава U-Pu-Mo или U-Pu-Zr, в зависимости от содержания в них накопленного плутония (2-3%), можно повторно использовать как топливо для тепловых реакторов (РБМК, CANDU) с использованием технологии капиллярной пропитки.

Что касается Топливного цикла, то для легководяных реакторов на базе композитного МЕТМЕТ топлива, то он значительно упрощается и позволяет повторно использовать топливные гранулы без химической переработки в реакторах РБМК или CANDU, что значительно облегчает замыкание топливного цикла (рис. 60) [53, 54].

37

Рис. 60. LWR топливный цикл с новым топливом и многократным использованием переработанного Pu [53, 54]

Таким образом, используя новую концепцию топливного цикла, основанную на применении высокоплотного дисперсионного и композитного топлива, мы можем применить закрытый U-Pu цикл даже в тепловых реакторах. Благодаря свойствам нового топлива около 48% переработанного топлива может быть повторно использовано в реакторах данного типа (вместо 18% при использовании МОХ топлива). Оставшуюся необходимую часть плутония можно извлечь из отработавших и складированных твэлов тепловых реакторов.

Заключение

1. ВНИИНМ является главным конструктором топлива для различных типов реакторов, в частности ВВЭР и имеет большой опыт разработки перспективного топлива, которое по многим своим свойствам соответствует критериям устойчивого к авариям топлива (толерантное топливо (ATF). Оно включает разработку различных типов оболочек и покрытий на оболочки, а также холодного ураноемкого топлива.

2.Некоторые варианты ATF топлива являются принципиально новыми, не имеют аналогов в мире и перспективны для включения в международные R&D программы.

3.ВНИИНМ готов сотрудничать в разработке ATF топлива с МАГАТЭ и другими международными организациями.

Список использованных источников

[1] Shannon M. Bragg-Sitton, Jon Carmack and Frank Goldner, Current Status of the U.S. Department of Energy Accident Tolerant Fuel Development Program, Proceedings of IAEA TM on ACCIDENT TOLERANT FUEL CONCEPTS FOR LIGHT WATER REACTORS , 13 – 17 October 2014. Oak Ridge National Laboratory, Oak Ridge, TN, USA

38

[2]Jeremy Bischoff, Patrick Blanpain, John Strumpell, Development of Fuels with Enhanced Accident Tolerance, 13 – 17 October 2014. Oak Ridge National Laboratory, Oak Ridge, TN, USA

[3]J. Carmack, F. Goldner, Forward for special JNM issue on accident tolerant fuels for LWRs, Journal of Nuclear Materials 448 (2014) 373

[4]S.J. Zinkle a,b, , K.A. Terrani a, J.C. Gehin a, L.J. Ott a, L.L. Snead, Accident tolerant fuels for LWRs: A perspective, Journal of Nuclear Materials 448 (2014) 374-379

[5]Nuclear Fuel Safety Criteria Technical Review, NEA Report No. 7072, second ed., Nuclear Energy Agency,

OECD, Paris, 2012.

[6]Jason Mazzoccoli and Joonhyung Choi, Progress on the Westinghouse Accident Tolerant Fuel Program, Proceedings of IAEA TM on ACCIDENT TOLERANT FUEL CONCEPTS FOR LIGHT WATER REACTORS , 13 – 17 October 2014. Oak Ridge National Laboratory, Oak Ridge, TN, USA

[7]А.М. Савченко, О.И. Юферов, А.В. Ватулин, К.В. Липкина, Г.В. Кулаков, С.А. Ершов, Особенности

топливного цикла с модифицированным и композитным топливом для тепловых реакторов, Материалы Российской конференции МАЯТ-2014, 7-9 октября, 2014, Звенигород.

[8] А.В. Алексеев, А.В. Гончаров, А.Л. Ижутов, В.В. Новимков, А.В. Салатов и др. Реакторный эксперимент МИР-LOCA/72. Первичные результаты. Материалы Научно-технической конференции ОАО ТВЭЛ – Ядерное топливо нового поколения для АЭС, Москва, 12-13 ноября 2014, оао ВНИИНМ, с

33

[9] В.А. Овчинников, А.Г. Ещеркин, А.В. Горячев, И.Н. Волкова, Г.В. Шевляков, В.В. Новиков, В.И. Кузнецов, Б.И. Нестеров, Результаты испытаний на реакторе МИР усовершенствованных твэлов и твэгов ВВЭР-1000 в режиме скачка мощности, Материалы Научно-технической конференции ОАО ТВЭЛ – Ядерное топливо нового поколения для АЭС, Москва, 12-13 ноября 2014, оао ВНИИНМ, с 36

[10] V. Ivanov, V. Novikov, A. Savchenko, A. Vatulin, V. Bezumov, Activity of A.A. Bochvar Institute to Developing Accident Tolerant fuel for Light Water Reactors, Proceedings of IAEA TM on ACCIDENT TOLERANT FUEL CONCEPTS FOR LIGHT WATER REACTORS , 13 – 17 October 2014. Oak Ridge National Laboratory, Oak Ridge, TN, USA

[11]K. Yueh, K.A. Terrani, J. Nucl. Mater. 448 (2014) 380–388. http://dx.doi.org/ 10.1016/j.jnucmat.2013.12.004.

[12]Weon-Ju Kim, Daejong Kim, Ji Yeon Park, Jeong-Yong Park, Mechanical Property of Triplex SiC Composite Tubes and Corrosion of CVD SiC in PWR-Simulating Water, Proceedings of IAEA TM on

ACCIDENT TOLERANT FUEL CONCEPTS FOR LIGHT WATER REACTORS , 13 – 17 October 2014. Oak Ridge National Laboratory, Oak Ridge, TN, USA

[13] Sosuke Kondo, Moonhee Lee, Tatsuya Hinoki, Acceleration of the hot water corrosion of SiC by ion irradiation, Proceedings of IAEA TM on ACCIDENT TOLERANT FUEL CONCEPTS FOR LIGHT WATER REACTORS , 13 – 17 October 2014. Oak Ridge National Laboratory, Oak Ridge, TN, USA

[14] Y. Katoh, K. Terrani, L.L. Snead, Progress and Critical Issues for Silicon Carbide Composite-Based Fuel Cladding for Light Water Reactors, Proceedings of IAEA TM on ACCIDENT TOLERANT FUEL CONCEPTS FOR LIGHT WATER REACTORS , 13 – 17 October 2014. Oak Ridge National Laboratory, Oak Ridge, TN, USA

[15] V. N. Bezumov, V. V. Novikov, A. A. Kabanov, R. G. Zakharov, Y. V. Pimenov. "DESIGN ISSUES CONCERNING COMPOSITE MATERIAL FUEL-ELEMENT JACKETS BASED ON SILICIUM CARBIDE WITHIH A MATTER OF SAFETY CONCEPT OF WATER-COOLED REACTOR UNDER ACCIDENTS"

[16] Е.О. Адамов, В.Б. Иванов, А.В. Джалавян, А.В. Лопаткин и др. Концептуальные положения стратегии развития ядерной энергетики России в перспективе до 2100 г., Атомная энергия, 2012, т. 112, №6, с. 319-330.

[17] Митрофанова Н.М., Т.А. Чурюмова, М.В. Черницына, Ю.А. Иванов, Котов П.В., Аустенитная ЭК164 для оболочек твэлов реакторов БН для достижения повреждающей дозы не менее 110 сна, Материалы Российской конференции МАЯТ-2014, 7-9 октября, 2014, Звенигород

[18]Целищев А.В., Технологические факторы повышения работоспособности оболочек твэлов реакторов БН из сталей аустенитного класса, Материалы Российской конференции МАЯТ-2014, 7-9 октября, 2014, Звенигород

[19]Науменко И.А., Грязнов Н.С., Друженков В.В., Лексаков Д.В., Леонтьева-Смирнова М.В., Фураева Е.В., РАССМОТРЕНИЕ ПЕРСПЕКТИВНЫХ ВАРИАНТОВ МАТЕРИАЛОВ ДЛЯ ОБОЛОЧКИ ТВЭЛА

39

РЕАКТОРА СО СВИНЦОВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ, Материалы Российской конференции МАЯТ2014, 7-9 октября, 2014, Звенигород [20] Никитина А.А., Агеев В.С., Иванов К.А., Порезанов Н.П., Потапенко М.М., Чуканов А. П.,

Сафронов Б.В., Исследование и разработка ДУО сталей для перспективных быстрых реакторов, Материалы Российской конференции МАЯТ-2014, 7-9 октября, 2014, Звенигород [21] Д.А.Блохин, В.М.Чернов, Ядерные физические свойства ферритно-мартенситных сталей ЭК-181,

ЧС-139 , ЭП-823 в условиях длительного нейтронного облучения в быстром свинцовом реакторе БРЕСТ-ОД-300, Материалы Российской конференции МАЯТ-2014, 7-9 октября, 2014, Звенигород [22] Чурюмова Т.А., Н.М. Митрофанова, М.В. Черницына, П.В. Котов, Н.П. Порезанов, Дореакторные исследования структуры и свойств оболочечных труб из стали ЭК164-ИД х.д., изготовленных по усовершенствованной технологии с применением скоростного нагрева, с целью экспериментального

обоснования работоспособности оболочек твэла реактора БН-600, Материалы Российской конференции МАЯТ-2014, 7-9 октября, 2014, Звенигород

[23]М.В. Леонтьева-Смирнова, Конструкционные материалы активных зон реакторов на быстрых нейтронах. Состояние работ, Материалы Научно-технической конференции ОАО ТВЭЛ – Ядерное топливо нового поколения для АЭС, Москва, 12-13 ноября 2014, оао ВНИИНМ.

[24]G.V. Kulakov, A.V. Vatulin, S.A. Ershov, Y.V. Konovalov, A.V. Morozov, A.M. Savchenko, V.I. Sorokin, V.V. Fedotov, A.E. Novoselov, V.A. Ovchinnikov, V.Y. Shishin. Development of Dispersion Type Fuel

Elements for Floating Nuclear Power Plants (FNPP) and Low Power Reactor Plants (LP RP). Proceedings of 2010 LWR Fuel Performance/TopFuel/WRFPM. Orlando, Florida, USA, September 26-29, 2010, paper 048, p. 525-531

[25] Г.В. Кулаков, А.В. Ватулин, С.А. Ершов, Ю.В. Коновалов, А.В. Морозов, В.И Сорокин, В.В. Федотов, А.Е. Новоселов, В.А. Овчинников, В.Ю. Шишин. Задачи НИОКР в обеспечение ресурса твэлов активной зоны ПАТЭС с увеличенным энергоресурсом. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Материаловедение и новые материалы, 2013, вып. 1 (74), с. 4-16

[26] G.V. Kulakov, A.V. Vatulin, S.A. Ershov, Y.V. Konovalov, А.V. Morozov, А.М. Savchenko, V.I. Sorokin, V.V. Fedotov, A.E. Novoselov, V.A. Ovchinnikov, V.Y. Shishin. The Main Principles Of Irradiated Dispersion Type Fuel "UO2 + Aluminum Alloy" Behavior. Transactions of LWR Fuel Performance Meeting/ Top Fuel 2013, September 15-19, Charlotte, North Carolina, 2013, p. 384-389

[27] А.Л. Ижутов, М.Н. Святкин, В.М. Троянов, СТРАТЕГИЧЕСКИЙ ПЛАН ИСПОЛЬЗОВАНИЯ ИССЛЕДОВАТЕЛьСКИХ РЕАКТОРОВ ОАО «ГНЦ НИИАР», Международная конференция «Исследовательские реакторы в разработке ядерных технологий нового поколения и фундаментальных исследованиях», 5-9 декабря 2011, 433510, г. Димитровград, Ульяновская область, Россия.

[28]Ватулин А.В., Кулаков Г.В., Направления развития материалов и твэлов нового поколения для активных зон транспортных и исследовательских реакторов, Материалы Российской конференции МАЯТ-2014, 7-9 октября, 2014, Звенигород

[29]Ватулин А.В., Кулаков Г.В., Коновалов Ю.В., Морозов А.В., Сорокин В.И., Федотов В.В.? Основные результаты разработки металлокерамического топлива дисперсионного типа для реакторов плавучих

энергоблоков и атомных станций малой мощности, Материалы Российской конференции МАЯТ-2014, 7- 9 октября, 2014, Звенигород

[30]3. Ватулин А.В., Кулаков Г.В., Лысенко В.А., Морозов А.В. Разработка твэлов активных зон плавучих энергоблоков (ПЭБ) и атомных станций малой мощности (АСММ): состояние и перспективы. ВАНТ. Серия: Материаловедение и новые материалы, выпуск 1 (64), с. 146-148, Москва, 2005.

[31]Г.В. Кулаков, А.В. Ватулин, С.А. Ершов, Ю.В. Коновалов, А.В. Морозов, В.И. Сорокин, В.В. Федотов, А.Е. Новоселов, В.А. Овчинников, В.Ю. Шишин. Разработка твэлов плавучих энергоблоков и

атомных станций малой мощности. ВАНТ. Серия: Материаловедение и новые материалы, выпуск 1 (72),

Москва, 2012, 14-25.

[32] А.В. Козлов, А.В. Морозов, В.С. Волков, С.А. Ершов РАЗРАБОТКА ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНОГО ТВЭЛА С МАЛОПОГЛОЩАЮЩИМИ НЕЙТРОНЫ МАТЕРИАЛАМИ ДЛЯ МОДЕРНИЗИРОВАННОГО РЕАКТОРА СМ, Доклад на 6ой отраслевой семинар по дисперсионным твэлам ФГУП «НИИ НПО «ЛУЧ», 27 ноября 2014 г. и Вопросы атомной науки и техники. Серия:

Материаловедение и новые материалы, 2012, вып. 1 (72), с. 26-33

40