НИОКР по усовершенствованию топлива

Проводимые в последние десятилетия НИОКР были посвящены решению главных задач атомной энергетики:

· снижению затрат на производство электроэнергии на АЭС за счет уменьшения топливной составляющей путем увеличения энергосъема с ТВС,

· повышению уровня безопасности путем увеличения надежности характеристик ТВС в более жестких условиях их эксплуатации в активных зонах.

Выполнение этих задач предложено осуществлять за счет усовершенствования состава топлива и условий его эксплуатации, в том числе:

· увеличения продолжительности циклов между перегрузками топлива с 12 до 18 месяцев с последующим возможным переходом к 24 месяцам,

· увеличения глубины выгорания топлива, что влечет за собой необходимость повышения концентрации ²³⁵U в исходном UO₂-топливе до 5 % (величина, разрешенная лицензирующими органами),

· применения выгорающих поглотителей нейтронов,

· разработки новых конструкционных материалов с целью повышения их коррозионной и радиационной стойкости.

Увеличение глубины выгорания топлива потребовало проведения НИОКР, направленных на создание стабильной структуры топлива, которая:

· позволяет выдерживать высокие дозы облучения,

· обеспечивает более высокую теплопроводность для снижения температуры по центральной оси таблетки,

· предотвращает высокий выход газообразных продуктов деления, а также

· предотвращает взаимодействие топлива с оболочкой (PCI-эффект).

Чтобы уменьшить выход ГПД предложено увеличить размер зерна, например до 20-30 мкм и даже больше, по сравнению со стандартным размером зерна – 8-10 мкм. Для получения такого топлива рассматривается возможность добавлять к порошку UO₂ алюмосиликат Al₂O₃/SiO₂, и спекать таблетки при 1750-1800 ºС в течение 4-8 часов. Добавление нитрида алюминия рассматривается в качестве средства повышения теплопроводности топлива. В качестве выгорающих поглотителей нейтронов, которые необходимы для компенсации всплеска реактивности в начале цикла, изучают и уже применяют В, Gd и Er, например, в гомогенной форме UO₂-Gd₂O₃, а также ZrB₂ в форме покрытия на таблетки топлива.

Достижение высоких величин выгорания топлива невозможно без усовершенствования конструкционных материалов и проектов ТВС.

Специалисты США, Германии, Франции, Швеции, Японии (и России) занимались и продолжают заниматься разработкой коррозионно и радиационно стойких и механически прочных сплавов. В табл. 1.4.12 представлены химические составы циркониевых сплавов для оболочек ТВЭЛов реакторов PWR. Ожидается, что новые сплавы будут способствовать преодолению проблем, вызывающих повреждение оболочек ТВЭЛов. Среди этих проблем:

· усложнение химического состава теплоносителя как у реакторов PWR, так и BWR, следствием чего может стать появление отложений на внешней поверхности оболочек ТВЭЛов, приводящих к коррозии, а также явление асимметрии энерговыделения; последнее явление получило название аномального аксиального смещения;

· рост гидрирования оболочки и гидридное охрупчивание, приводящее к появлению трещин и выделению газообразных продуктов деления;

· PCI-эффект внутри ТВЭЛа, заключающийся во взаимодействии топлива и оболочки.

Еще одна проблема, связанная с обеспечением безопасности реакторов PWR, заключается в неполном вхождении регулирующих стержней. Причиной этого явления стал изгиб направляющих труб в ТВС, и преодоление этого негативного явления заключается в модернизации конструкции ТВС и замене конструкционных материалов для структурных элементов ТВС.

Перспективными, благодаря высокой коррозионной стойкости, оцениваются сплавы Zirlo^TM (США) и близкий к нему по составу Э635 (Россия), М5 (Франция) и Э110 (Россия) с близкими химическими составами, а также ряд сплавов Германии и Японии.

Успешные испытания новых сплавов проведены с начала 1990-х годов. Результаты испытаний на примере сплава Zirlo^TM показали значительно более высокие характеристики новых сплавов. Сплав Zirlo^TM является продуктом многолетних разработок фирмы Westinghouse. На рис. 1.4.12 показано, насколько сплав Zirlo^TM коррозионно более стоек по сравнению с обычным циркалоем-4 и циркалоем-4, улучшенным по составу (с пониженным содержанием олова).

Рис. 1.4.12 Сравнение коррозионной стойкости сплавов Zirlo^TM и стандартного Zry-4 в воде, содержащей литий в форме LiOH

Испытания в воде, содержащей LiOH, весьма актуальны, поскольку введение LiOH в теплоноситель является необходимым для поддержания рН после того, когда в теплоноситель добавляют повышенное количество Н₃ВО₃. Н₃ВО₃, в свою очередь, необходима для долгосрочного контроля за реактивностью.

На рис. 1.4.13 представлены результаты сравнения коррозии циркониевых сплавов после их облучения в ходе двух 18-месячных циклов облучения на АЭС Virginia Power’s North Anna, а на рис. 1.4.14 – после трех циклов облучения. При этом глубина выгорания после трех циклов облучения достигала 45,8 ГВт×сут/т.

Рис. 1.4.13 Сравнение коррозионной стойкости циркониевых сплавов после двух циклов облучения по 18 месяцев каждый

Для предотвращения PCI-эффекта предложен ряд мер, среди которых:

· нанесение на внутреннюю поверхность оболочки ТВЭЛа защитного покрытия из циркония,

· разработка состава защитного слоя,

· разработка специальной технологии изготовления оболочек ТВЭЛов.

Для реакторов BWR проводится аналогичный выбор усовершенствованных по составу сплавов циркония. В Германии были успешно испытаны и рассматриваются как перспективные сплавы Zry-2 PGR+, Zry-BWR и Zr/SnNb, а в Японии– сплавы High Fe/Zry-2, High FeNi/Zry-2 VB(Zr-Sn-Fe-Cr).

Дальнейшее снижение показателя повреждаемости ТВЭЛов потребовало проведения работ, направленных на усовершенствование конструкции ТВС с целью:

· предотвращения фреттинг-коррозии оболочки под влиянием вибрации, вызываемой потоком теплоносителя,

· улучшения термогидравлических характеристик дистанционирующих решеток.

Следует отметить, что работы по совершенствованию составов, свойств, структурных элементов топлива продолжаются. Например, в США разработана ТВС с конфигурацией 19×19, в Германии ТВС – FOCUS×5 и HTP×5 для PWR, а также ТВС ATRIUM 10^ТМ для BWR.

Таблица 1.4.12

Перспективные циркониевые сплавы для оболочек ТВЭЛов реакторов PWR

^* Сплав М5 содержит микроколичества серы: 0,001-0,00035 %.

Рис. 1.4.14 Сравнение коррозионной стойкости Zry-4 и Zirlo^TM после трех

циклов облучения