Атомная энергетика и состояние работ в области реакторных материалов ядерных реакторов на быстрых нейтронах Введение 1. Новая технологическая платформа ядерной энергетики 2. Ядерные реакторы IV-поколения 3. Основные требования к материалам активных зон для ядерных реакторов IV-поколения 4. Перспективные реакторные материалы: • ядерное топливо • конструкционные материалы • поглощающие и замедляющие материалы 5. Исследования материалов в США по направлению создания ЯЭУ IY поколения Заключение www. rosatom. ru 1
Поколения ядерной энергии Первые прототипные установки Коммерческие установки Усовершенствованные LWR Развиваемые конструкции Принципиально новые конструкции Безопасные Жизнеспособные Экономичные Гарантирующие ядерное нераспространение Физически защищенные АМ БР-10 АМБ ВВЭР-210 ВВЭР-340 ВВЭР-1000 РБМК-1000 БН-600 В-440 Пр. 230 АЭС-2006 ВВЭР-ТОИ Брест-300 СВБР-100 БН-1200 ГТ-МГР Пр. 213 2 www. rosatom. ru 2
Строительство АЭС в мире www. rosatom. ru МАГАТЭ 3
THE CHERNOBYL ACCIDENT www. rosatom. ru
ТИПЫ АЭС В МИРЕ МАГАТЭ 5
Развитие водо- водяных технологий в ядерной энергетике России www. rosatom. ru 15
Потребление электроэнергии на душу населения и прогнозируемый рост ядерной энергии в отобранных странах и в Африке МАГАТЭ Страна Китай Индия Пакистан Россия Республика Корея США Африка Год Ежегодное потребление электроэнергии, к. Вт ч на душу населения Установленная или прогнозируемая мощность АЭС, ГВт(эл. ) 2002 1208 5. 3 2020 2002 32 -40 421 2022 2002 2. 6 29 384 2030 0. 42 4. 2 Прогнозируемый рост мощности АЭС 6 -7 раз 11 раз 10 раз 21 2 раза 2020 40— 45 (100%) 2005 16. 8 2015 26. 4 2002 5320 13228 2020 2002 2020 99 ~110 514 1. 8 -4. 1 57% 11% 0 -128% 7
Развитие региональных атомных электростанций МАГАТЭ Северная Америка Восточная Европа & СНГ Западная Европа Азия 8
Потребление электроэнергии на душу населения и прогнозируемый рост ядерной энергии в отобранных странах и в Африке МАГАТЭ Страна Китай Индия Пакистан Россия Республика Корея США Африка Год Ежегодное потребление электроэнергии, к. Вт ч на душу населения Установленная или прогнозируемая мощность АЭС, ГВт(эл. ) 2002 1208 5. 3 2020 2002 32 -40 421 2022 2002 2. 6 29 384 2030 0. 42 4. 2 Прогнозируемый рост мощности АЭС 6 -7 раз 11 раз 10 раз 21 2 раза 2020 40— 45 (100%) 2005 16. 8 2015 26. 4 2002 5320 13228 2020 2002 2020 99 ~110 514 1. 8 -4. 1 57% 11% 0 -128% 9
Дорожная карта освоения ядерных технологий в России 2010 2020 ВВЭР-ТОИ 2030 ВВЭР 250 -500 2050 Большой мощности Серийный ВВЭР-СМ ПАТЭС Средней мощности Серийный ВВЭР-ММР ВВЭР-600 ВВЭР 2040 ВВЭР–СКД (СУПЕР-ВВЭР) Малой мощности Ледоколы БН-1200 БН-800 РБН Серийный БР БРЕСТ-300 СВБР-100 Альтернати вные ЯЭУ ADS (гибрид) Космические, мегаваттные ВТГР ОДЦ Ядерный топливный цикл ПРК Инициативные МБИР (U, Pu)N Конструкци онные материалы Si. C-Si. C ЭК-164, ЭК-181, Чс-139 (U, Pu)O 2 U-Pu-Me ОДS-стали 2020 проекты и предложения Объект окончательной изоляции Ядерное топливо www. rosatom. ru ТИН РТ-2 Сухое хранилище 2010 ЖСР ФЦП, решения Госкорпорации «Росатом» Микросфер ическое топливо Th Многослойные, тугоплавкие 2030 2040 2050 10
Жизненный цикл атомной энергетики МАГАТЭ 11
Новая технологическая платформа ядерной энергетики Относительная доля энергии в природных топливных ресурсах Замыкание ядерного топливного цикла 238 U 86, 7% 235 U Уголь 8, 7% Газ 3, 4% 0, 4% Нефть 0, 8% www. rosatom. ru 12
Замыкание ядерного топливного цикла www. rosatom. ru 13
Цепь ядерной реакции для образования плутония и изотопов МА в урановом топливной цикле [Природный уран Х-элемент А- атомный номер BCM-малая критическая масса (кг) SFS-источник самопроизвольного деления HGS- источник генерации тепла (Вткг) Сечения приводятся в барнах Excellent fissile material- превосходный делящийся материал (235 U, 239 Pu & 241 Pu) Burnable poison- выгорающий поглотитель (237 Np, 241 Am & 242 Am) Intensive source of spontaneous neutrons- интенсивный источник самопроизвольно вылетающих нейтронов (238 Pu, 240 Pu, 242 Cm & 244 Cm) 14
Основные международные инициативы www. rosatom. ru 15
The Generation IV International Forum (GIF) ØInternational initiative (currently 13 members) to support R&D, within a time frame from 15 to 20 years and to reach technical maturity by 2030 ØThe 4 GIF evaluation areas: üSustainability üSafety and reliability üEconomics üProliferation Resistance The GIF Charter The First 11 signatories and Physical Protection ØDesigned for different applications ØElectricity, Hydrogen ØDesalinated water, Heat www. rosatom. ru E. U. GIF charter signed in 2001, Sw 2002, Euratom 2003, + new 16 members:
Главные признаки реакторов IV-го поколения: Ø Замкнутый топливный цикл Ø Экономичность (стоимость электроэнергии ниже, чем в PWR) Ø Естественная безопасность Ø Нераспространение ядерного оружия Ø Надежное и экономичное захоронение отходов www. rosatom. ru 17
ЯЭУ с «ЕСТЕСТВЕННОЙ БЕЗОПАСНОСТЬЮ» Ø Исключено деление на проектные и запроектные аварии: • физические характеристики ЯР исключают разгон на мгновенных нейтронах; • конструктивно исключена потеря теплоносителя; • нет материалов с потенциями взрыва или пожара в конструкции ЯР. Ø При любых отказах в системах АЭС, ошибках персонала и реализуемых внешних воздействиях исключены выбросы радиоактивности в окружающую среду, требующие эвакуации населения. Ø Отказ от наращивания безопасности. www. rosatom. ru систем обеспечения 18
www. rosatom. ru 19
![Предполагаемые материалы реакторов. IV-го поколения [1] элементов активных зон Материалы Максимальная Реактор Теплоноситель температура,](https://present5.com/presentation/96767064_369607407/image-20.jpg "Предполагаемые материалы реакторов. IV-го поколения [1] элементов активных зон Материалы Максимальная Реактор Теплоноситель температура,")
Предполагаемые материалы реакторов. IV-го поколения [1] элементов активных зон Материалы Максимальная Реактор Теплоноситель температура, С Топливо GFR быстрый гелий 850 (U, Pu)C/Si. C композитное керамическое, топливные частицы с керамическим покрытием LFR быстрый свинец или свинец-висмут 800 U-Pu (U, Pu)N SFR быстрый натрий 520 (550) SCWR быстрый (тепловой) вода при сверхкритических параметрах 550 (P=25 МПа) MCR надтепловой соляной расплав 700 VHTR тепловой гелий 1000 Оболочка Поглотитель высокотемпературн ая керамика (карбиды или бориды металлов) ферритнона основе бора с мартенситная сталь (9… 12% Cr) содержанием изотопа 10 B до 95% керамика - 10 Bx. C, ферритномартенситная W 10 B 2, сталь (9… 12% Cr) Hf 10 B 2* ODS сплавы ванадия с Hf. Нх керамика (? ) U-Pu-Zr + актиниды (U, Pu)O 2+актиниды покрытиями* ферритно. Dy 2 O 3·Hf. O 2, мартенситная (U, Pu)O 2 сталь (9… 12% Cr) Dy O ·Hf. O +B C* 2 3 2 4 Дисперсионное Fe Ni Cr Ti ODS (UO 2) Inconel 690, 625, 718 Соль - TRISO графит с Zr. C – UOC в графитовой покрытием 11 B 15 N * матрице с 11 B 15 N +11 B C* покрытием Zr. C 4 карбид бора с пироуглеродной пропиткой * [1] A Technology Roadmap for Generation IV Nuclear Energy System//Issed by the US DOE Nuclear Energy Research Advisory Committee and the Generation IV International Forum, GIF-002 -00, December 2002 20 * - предложения автора
Развитие БН- реакторов в России Россия (СССР): наибольший опыт эксплуатации быстрых натриевых реакторов (более 125 реакторо – лет): ~ 40% всего мирового опыта Перспективные разработки Экспериментальны е реакторы БР-10 (1959) БОР-60 (1969) www. rosatom. ru БН-350 (1973) БН-600 (1980) БН-800 (строится) БН-1800 (концептуальный проект) БН-1200 (разрабатывается) 2 1
Разрез реакторов на быстрых нейтронах www. rosatom. ru
Топливо БР-10, БОР-60 Штатное топливо БОР-60: Ø Виброуплотненное МОКС (с 1980) Экспериментальное топливо: Ø Нитриды UN, UPu. N Ø Карбиды UC, UPu. C, Ø Карбонитриды UCN Ø Me легированный, нелегированный Ø Топливо на основе инертных матриц (Zr. C, Zr. N, Mg. O) Ø Таблеточное МОКС Штатное топливо БР-10 Ø Pu. O 2 - две загрузки Ø UC Ø UN – две загрузки www. rosatom. ru 23
Топливо БН-600 Ø Штатное топливо UO 2 таблетки Ø Экспериментальные ТВС с МОКС (таблетки и вибро) www. rosatom. ru 24
Основные результаты контроля работоспособности твэлов с оболочками из аустенитных сталей нового поколения баэ с Грань 1 1 2 8 Грань 6 16 47 13 12 7 14 №№ партий 71 61 60 73 72 84 83 94 50 62 74 85 95 104 105 75 86 96 19 63 51 52 64 76 87 97 53 65 77 88 98 106 107 108 66 78 89 99 55 54 80 79 90 68 67 91 57 56 69 81 92 70 82 93 609 РД-9143 540 РД-9693 673 РД-9745 РД-9742 Изготовители заготовок/ труб МЗЭ/МСЗ 644 641 РД-9744 648 100 101 102 103 109 110 111 112 №№ плавок 634 15 18 49 48 59 Грань 5 11 6 5 20 21 22 23 24 Грань 2 25 26 27 28 гр 29 30 31 32 33 34 ан 35 36 37 38 39 40 41 42 43 44 45 ь 46 58 5 4 10 9 17 3 Грань 3 738 26 В 1877 ЧМЗ/ПНТЗ 113 114 115 116 117 118 119 120 121 122 123 124 125 126 127 Грань 4 Комплектация пучка твэлов ТВС 4565 www. rosatom. ru 25
баэ с Основные результаты эксплуатации конструкционных материалов активных зон реактора БН-600 2 1 1 2 Пучок твэлов с оболочками из сталей ЭП 450(1) и ЧС-68 х. д. (2) Внешний вид оболочек из стали ЭП 450 после 10 -ти летнего пенального хранения www. rosatom. ru Профиль сквозного дефекта оболочки на участке нижнего торцевого экрана: 1 – наружная поверхность, 2 – внутренняя поверхность 26
Топливо реактора БН-800 Штатное топливо- МОКС таблетки Ø Макс выгорание 10 %т. ат. Ø Макс радиационная доза 90 сна Ø Продолжаются работы по повышению радиационной стойкости стали ЧС-68 хд, успешно прошли испытания в реакторе БН 600 твэлов с оболочками из аустенитной стали ЭК-164 хд(16 Cr-19 Ni), имеющей целью достижение в реакторе БН-800 максимальной дозы 110 сна, выгорание (12%). www. rosatom. ru 27
Критерии разработки перспективных активных зон реакторов БН и требования к топливу Критерии разработки активных зон БН-К : v Замкнутый топливный цикл с минимальным количеством долгоживущих радиоактивных отходов. v Уровень воспроизводства топлива в активной зоне КВА~ 1. v Расширенное воспроизводство: КВ до 1, 45 при использовании высокоплотных видов топлива. v Глубокое выгорание топлива и повышенная длительность интервала между перегрузками. Штатное топливо - UPu. O 2 (МОКС). Повышение КВА на МОКС возможно за счет более высокой объемной доли топлива и повышения эффективной плотности топлива до 9, 2 г/см 2. Но! Активная зона со смешанным нитридом более компактна, обладает лучшими показателями по воспроизводству (КВ и КВА), позволяет снизить не только запас реактивности на выгорание, но и на компенсацию температурно - мощностных эффектов. Однако возможность достижения высоких выгораний нитрида, а также вопросов безопасности при использовании нитрида не может быть обоснована без обширных НИОКР. Поэтому возможное использование нитрида – это более отдаленный этап. www. rosatom. ru 28
Разработка активной зоны реактора БН-К: состояние дел БН-1800 v С ориентацией на совершенствование ферритно v -мартенситных сталей в 2003 г. разработан концептуальный проект с макс выгоранием МОКС топлива 17%т. ат. -I этап 20%т. ат. - II этап. Предусматривается понижение максимальной температуры оболочек до 6700 С (вместо 7000 С в реакторах БН-600, БН-800) за счет уменьшения подогрева натрия в активной зоне (до 140 0 С). БН-1200 Ведутся НИОКР по разработке проекта БН-1200 с максимально возможным использованием научно-обоснованных и отработанных технических решений, реализованных на БН-600 и БН-800. Концепция активной зоны БН-1200 и уровень выгорания соответствуют решениям, принятым для БН-1800. v Технические предложения для активной зоны со смешанным нитридным топливом (максимальное выгорание – 13% т. ат. , доза 160 сна). Переход на UPu. N может быть осуществлён при сохранении компоновки активной зоны и конструкции сборок реактора, принятых для активной зоны с UPu. O 2. Эффективная плотность нитрида на основе естественного азота ~80%. www. rosatom. ru 29
Топливо реактора БН-1200 v Проект РУ БН-1200 универсален по отношению к типу топлива : UPu. O 2, UPu. N v Изучается возможность утилизации минор -актинидов (МА) в 2 -х вариантах: - гомогенный (введение МА в основное топливо) гетерогенный (выжигание МА в специальных сборках-мишенях, размещаемых в активной зоне). v Для повышения КВ изучаются гетерогенные активные зоны с использованием в воспроизводящих сборках обедненного металла. Одна из разработанных моделей с аксиальной гетерогенностью без каких-либо изменений вписывается в проектируемую конструкцию БН-1200, обладает КВ~1. 4 и практически нулевым изменением реактивности от выгорания. www. rosatom. ru 30
Основные характеристики БН-реакторов, разрабатываемых в России Тип быстрого реактора Свинцововисмутовый теплоноситель (СВБР) БН-800 БН-1200 Свинцовый теплоноситель (Брест) Теплоноситель 1 контура Натрий Свинец-висмут Температура теплоносителя 1 контура вход/выход о. С (max) 354/547 550/410 420/540 320/482 Температура оболочки твэла о. С (max) 700 (720) 720 642 (650) 650 Ядерное топливо (UPu)O 2; (UPu)N (UPu)O 2; (UPu)N UO 2 Давление, МПа 0, 8 -1, 0 - 1, 55 0, 8 -1, 0 раб~1, 1 Нейтронный флюенс, н/м 2 3· 1027 1· 1027 (5· 1027) 2, 6· 1027 (5· 1027) Выгорание топлива, (max) % т. а. 10, 3 (15 -18) 14, 3 -21 10 (15 -20) 10 (17 -20) Максимальная повреждающая доза, сна 92 (160 -200) 138 -200 100 (130) 1, 5 (1 -3) 3 3 5, 5 427 350 Характеристика Длительность топливного цикла, годы Максимальное линейное энерговыделение, Вт/см Источник информации www. rosatom. ru 480 Тех. задание на ОКР «Активная зона БН-800 -01 В» ОКБМ, 2006 Б. А. Васильев Тех решения по реакт. установке и НИОКР в их обоснование, ОКБМ 2009 Быстрый реактор Доклад ОКБМ ГП и естественной ГНЦ ФЭИ Министру безопасности со 07. 12. 2001 свинцовым теплоносителем ФГУП 31 «НИКИЭТ» 2002
Топливные материалы для ядерных реакторов IV-го поколения МОХ+минорактиниды (U, Pu)N (U, Pu)C U+Zr U+Pu+Zr+минорактиниды (UZr)Hx Уран Торий Керамическое 32 Смесь фторидов натрия, циркония, урана и актинидов www. rosatom. ru
Реакторные параметры твэлов* Параметр (U, Pu)O 2 U-20 Pu-10 Zr (U, Pu)C 22 -30 17 -28 21 -23 Теоретическая плотность, % 92 100 80 -82 Эффективная плотность, % 80 -85 75 78 -79 Отношение объемов газосборника и топлива 1, 0 1, 4 1, 0 Материал теплопередающего подслоя He Na Не 44 -46 41 -52 66 -80 Отношение Pu/U+Pu, % Пиковая линейная тепловая мощность, к. Вт/м Номинальная температура внутренней стенки оболочки твэл, С 620 (допустимый предел 650) Достигнутые выгорания до 80 МВт сут/кг. U www. rosatom. ru * – Кроуфорд Д. , Поргер Д. , Хайтес С. Атомная техника за рубежом, № 1, 2009 до 20% т. а. облучено 18 сборок до 20% т. а. 33
Металлическое топливо В ряде стран, прежде всего, в США накоплен большой положительный опыт эксплуатации твэлов с металлическим легированным топливом. Оптимальным выбран состав U-18%Pu-10%Zr, на котором достигнуто выгорание 20%т. а. Металлическое легированное топливо заявлено как основная альтернатива МОКС- топливу в ядерных реакторов на быстрых нейтронах нового поколения в США, Японии, Кореи, Индии, Китая. . www. rosatom. ru 34
Основные эксплуатационные характеристики сплавов U, Pu и U-Pu-Zr Характеристики Плотность по тяжелым атомам PU, Ru, г/см 3 Температура плавления, С Температура образования эвтектических сплавов с оболочкой, С Фазовые превращения, С Радиационный рост, % Распухание Взаимодействие с оболочкой www. rosatom. ru U-15%Pu U-18%Pu 10%Zr 18, 7 14, 2 1000 -1100 1470 700 -740 800± 10 650 и 750 нет Gr ~ n 100 (n – выгорание в %) нет S ~ n 100 (где n – выгорание в %) Более высокое у U-Pu 35
25 -летний опыт испытаний металлического топлива в реакторе EBR-II (США) (Кроуфорд Д. , Поргер Д. , Хайтес С. Атомная техника за рубежом, № 1, 2009) U-(2 -10)Zr – 13000 твэлов (Bu=20% т. а. ) U-(8 -19)Pu-(10 -12)Zr – 600 твэлов (Bu=20%т. а. ) Повреждены 22 твэла: • 16 твэлов – нарушена герметичность сварных швов; • 3 твэла – повреждения в области газосборника; • 3 твэла – повреждения из-за ползучести оболочки. 36 www. rosatom. ru
Присутствие циркония в материале обеспечивает действие двух защитных механизмов: • повышает температуру плавления топлива; • цирконий формирует защитный слой -фазы на границе топливо-оболочка. Этот барьер очень эффективен как для аустенитной, так и для ферритной оболочки вплоть до температуры 725 С на внутренней её поверхности. Создание заданной начальной пористости и натриевого теплопроводящего подслоя обеспечивают условия для формирования структуры топливного сердечника, гарантирующие высокую работоспособность твэлов. www. rosatom. ru 37
Типичная структура U-19 Pu-10 Zr после реакторного облучения 30 мкм www. rosatom. ru 30 мкм 38
Нитридное топливо Анализ мирового и отечественного опыта показывают, что требуются дополнительные эксперименты для (Upu)N с разной величиной и типом пористости таблетки с выгоранием более 1012 % т. ат. в диапазоне температур 700 -1700 0 С для разработки более достоверной модели газовыделения и распухания, необходимые для того, чтобы избежать излишних запасов при выборе конструкции твэла (диаметр, толщина стенки оболочки, величина зазора между топливом и оболочкой размер газовой полости), а также обоснования предельно допустимого ресурса твэла. www. rosatom. ru 39
Нитридное топливо (UРu)N в BORA-BORA 1 -я сборка- 4 твэла с МОКС таблетками+ 4 твэла с МОКС вибро, 2 -я сборка - 4 твэла с нитридами +4 твэла с инертными матрицами. Топливо UPu 0. 6 N UPu 0. 45 N Продолжительность облучения, эфф сут 900/514 a) 12. 1/7. 0 a) 9. 4/5. 4 a) 43/23 a) 604 567 54. 5/35 41. 9/26 1760/1110 1490/930 Макс выгорание, Ноябрь 2002 выгрузка для промежуточных % т. ат. послерадиационных исследований (ПРИ), Макс доза, сна выгорание 5. 4 - 11. 3% т. ат. для разных топлив (1 -ый этап облучения). Макс температура После промежуточных ПРИ часть твэлов оболочки, 0 С выгружена для разрушающих Макс линейная исследований, остальные возвращены мощность, k. W/m, для продолжения облучения (2 -й этап BOL/EOL облучения) - декабрь 2003 г. Макс температура топлива 0 С, BOL/EOL Май 2005 г - Облучение закончено. Все твэлы герметичны. Конец 2008 г. - ПРИ UPu 0. 45 N и закончены. a) 1 -й этап облучения / 2 -й этап www. rosatom. ru UPu 0. 6 N 40
Нитридное топливо (Upu)N в BORA-BORA UPu 0. 45 N – верх аз (а), Топливо центр аз (b), a) b) Скорость распухания % / %т. ат. Выход гпд, % Макс глубина коррозии оболочки, µm UPu 0. 6 N – верх аз (c), UPu 0. 6 N UPu 0. 45 N (0, 48– 0, 68) ± 0, 04% (0, 64– 1, 11) ± 0, 04% 19 19. 3 нет 15 (в верхнем сечении аз) Нет заметных изменений структуры топлива, кроме мелкой внутризеренной пористости и коагуляции зернограничных пор, что подтверждает корректность проведенного температурного расчета (максимальная температура топлива 1750 ºС) центр аз (d) c) www. rosatom. ru d) Не выявлено диссоциации нитрида при облучении в течение 2 -х этапов ни по состоянию микроструктуры, ни по изменению содержания азота в газовой фазе под оболочкой твэлов, ни по каким-либо иным признакам. 41
Ядерное топливо реактора ВТГР Топливный компакт Призматический блок Микротвэлы Шаровые твэлы Активная зоназасыпного типа реактора HTR-10 www. rosatom. ru 42
620 мкм внешний слой пироуглерода несущий слой Si. C керн внутренний слой пироуглерода (а) буферный слой пористого углерода (б) 200 мкм Ж 12, 5 ( В) 50 TRISO топливные частицы и топливные элементы ВТГР: (а) – специально разрушенная TRISO микросфера ; (б) – топливная частица реактора ГТ-МГР на основе Pu. O 2; 43 (в) - топливный компакт реактора ГТ-МГР.
Внешний вид разрушенного топливного керна Ø Топливный керн Выделяет тепловую энергию. Удерживает большую часть продуктов деления (ПД). Ø Буферный слой Защищает основные слои от осколков делении. Дополнительный объем для газообразных продуктов деления. Аккомодация распухания керна. Ø Внутренний слой пирографита (Py. C) Предохраняет керны от хлорной коррозии в процессе изготовления. Обеспечивает механическую поддержку для слоя Si. C. Удерживает газообразные продукты деления. Ø Слой Si. C Основной слой, несущий механическую нагрузку. Удержание продуктов деления. Ø Наружный слой пирографита Обеспечивает механическую поддержку для слоя Si. C. Обеспечивает защиту от утечки ПД в случае повреждения Si. C. Обеспечивает связующую поверхность при компактировании. www. rosatom. ru 44
Радиационные повреждения кернов 1. Твердое распухание Накопление продуктов деления приводит к объемному распуханию кернов 0, 4 -1% на 1% выгорания. 2. Газовое распухание 10 мкм 0, 1 мм В результате деления U освобождается кислород и образуются ГПД. Свободный кислород приводит к образованию СО и СО 2. Накопление плутония в топливе повышает выход свободного кислорода. Перестройка структуры при глубоком выгорании приводит к формированию газовых полостей и пор, на внутренних поверхностях которых накапливаются твердые продукты деления. 3. Амеба-эффект При наличии градиента температуры наблюдается смещение керна, которое называют амеба-эффектом. Керн смещается в сторону более горячей области и может проникать сквозь пироуглеродные слои покрытия вплоть до слоя из карбида кремния и дальше за его пределы. 4. Снижение начального кислородного потенциала топливного керна вызывает уменьшение внутреннего давления в микротвэлах, уровня химического разрушения пироуглеродных слоев, опасности протекания 45 амеба-эффекта. www. rosatom. ru
Конструкционные материалы для ядерных реакторов IV-го поколения Ø ODS-стали Øаустенитные Ø Феррито-мартенситные ØСплавы ванадия Ø Многослойные Ø Si. C- Si. C www. rosatom. ru 46
Направления разработки конструкционных материалов быстрых реакторов Ø Снижение радиационного распухания аустенитных хромоникелевых сталей Ø Повышение жаропрочности хромистых ферритно-мартенситных сталей Ø Разработка новых материалов (например, ДУО сталей, ванадиевых сплавов) Ø Повышение коррозионной стойкости хромистых ферритно-мартенситных сталей www. rosatom. ru 47
Требуемые температуры эксплуатации и повреждающие дозы в ЯЭУ различного типа www. rosatom. ru 48
Радиационное распухание – критерий выбора конструкционных материалов Дозная зависимость распухания материалов аустенитного и ферритно-мартенситного классов Аустенитные стали ЭП 450 www. rosatom. ru Ферритномартенситная сталь 49
Оболочка твэла для БН www. rosatom. ru 50
Перспективы повышения выгорания топлива в реакторе БН‑ 600 Показатель Материал оболочки твэлов Текущее состояние Этап 1 Этап 2 Сталь 06 Х 16 Н 15 М 2 Г 2 ТФР 07 Х 16 Н 19 М 2 Г 2 БТР (ЧС 68 х. д. ) (ЭК 164 х. д. ) Длительность кампании, эфф. суток 560 -585 592 710/770 Длительность интервала между перегрузками, эфф. суток 140 30 148 30 Количество интервалов работы основного массива ТВС 4 4 5 КИУМ, % 0, 77 -0, 80 0, 81 Максимальное локальное выгорание топлива, % т. а. 11, 2 -11, 6 11, 7 15, 0 82 -86 87 110 Максимальная линейная нагрузка на твэл, к. Вт/м 47 47 47 Максимальная температура www. rosatom. ru оболочки твэл, С 700 700 51 Максимальная повреждающая доза, сна
Основные характеристики работы твэлов в реакторе БН‑ 800 Проект зоны БН-800 -01 А Перспектива Сталь 06 Х 16 Н 15 М 2 Г 2 ТФР (ЧС 68 х. д. ) Сталь 07 Х 16 Н 19 М 2 Г 2 БТР (ЭК 164 х. д. ) Длительность кампании, эфф. суток 465 570 -620 Длительность интервала между перегрузками, эфф. суток 155 143 -155 3 4 до 0, 85 10, 3 12, 5 -13, 5 Максимальная повреждающая доза, сна 90 110 -120 Максимальная линейная нагрузка на твэл, к. Вт/м 48 48 Максимальная температура оболочки твэл, С 700 Показатель Материал оболочки твэлов Количество интервалов работы основного массива ТВС КИУМ, % Максимальное локальное выгорание топлива, % т. а. www. rosatom. ru 52
Основные характеристики работы твэлов в реакторе БН‑ 1200 Показатель Этап 1 Этап 2 Этап 3 Стали 16 Х 12 В 2 ФТа. Р (ЭК 181) 20 Х 12 НМВФБАР (ЧС 139) Сталь ДУО Длительность кампании, эфф. суток 1320 1650 1980 Длительность интервала между перегрузками, эфф. суток 330 330 Количество интервалов работы основного массива ТВС 4 5 6 КИУМ, % 0, 9 Максимальное локальное выгорание топлива, % т. а. 14, 4 17, 6 20, 6 Максимальная повреждающая доза, сна 133 164 182 Максимальная линейная нагрузка на твэл, к. Вт/м 46 46 46 Максимальная температура оболочки твэл, С www. rosatom. ru 670 670 Материал оболочки твэлов 53
Дисперсно-упрочненные оксидами (ДУО) ферритно-мартенситная сталь Матричная сталь - ЭП 450 Оксид иттрия Ø стабильность оксидных фаз Ø повышенная устойчивость к рекристаллизационным процессам матрицы Ø Сталь ЭП 450 ДУО качественно новый уровень характеристик жаропрочности: • Время до разрушения при Тисп. = 700 о. С при двухосном растяжении труб на 2 порядка больше, чем для стали ЭП 450 при тех же условиях испытания; • Скорость ползучести меньше на 2 порядка при тех же условиях испытания. www. rosatom. ru 54
Наноструктурированные дисперсноупрочненные оксидами (ДУО) стали трубная заготовка матричный порошок особотонкостенные трубы Y 2 Ti. O 5 нанооксиды в стали ЭП 450 ДУО термическая ползучесть сталей ЭП 450 и ЭП 450 ДУО 55
Поглощающие материалы для ядерных реакторов IV-го поколения 10 B x. C ( x= 6 -10) Dy 2 O 3 Hf. O 2 + B 4 C Eu 2 O 3 + Co W 10 B 2 Hf. Hx ( x= 1, 0 -1, 5) www. rosatom. ru 56
Таблетка В 10 С после облучения в реакторе БОР – 60 (F 0, 1 = (4 – 5) 1021 см-2) / = 1, 3 2, 3 % ядерная плотность 10 В на 8 % выше, чем у В 4 С 2 мм 100 мкм Внешний вид, поперечное сечение и структура таблетки В 10 С после облучения www. rosatom. ru 57
Таблетки В 4 С горячего прессования ( > 95 % от теоретической) с низкими механическими свойствами а б Внешний вид разрушенных таблеток из штатного (а) и рефабрицированного (б) В 4 С после облучения (Bu = 17 %) www. rosatom. ru 58
Замкнутый цикл в использовании обогащенного карбида бора в стержнях СУЗ ядерных реакторов www. rosatom. ru 59
Физическая эффективность органов регулирования в коммерческом реакторе JSFR (2040 -2050 гг. ) www. rosatom. ru 60
Концепция использования ПМ в БН-реакторах Японии 10 B(n, )7 Li www. rosatom. ru 177 Hf(n, )178 Hf(n, )179 Hf 61
Объемные изменения различных групп поглощающих композиций Ln 2 O 3+Mex. Oy при реакторном облучении ΔV I. V ΔV III. V min без фазовых переходов V/V = k. F при t = const V/V ~ 15 % при F 0, 1 = 1, 5· 1021 cm-2 (Gd. Al. O 3) t = 200 – 350 o. C. при фазовых переходах V/V = f (F, t) пирохлор (Gd 2 Ti 2 O 7) флюорит ( V/V ~ 4 %) ромбический (Gd 2 Ti. O 5) флюорит ( V/V ~ 4 %) f (F, t) V/V < 1 %. www. rosatom. ru флюорит (Gd 2 O 3·Zr. O 2, Dy 2 O 3·Hf. O 2) 62
Основные преимущества гафната диспрозия (m. Dy 2 O 3·n. Hf. O 2): • неограниченная радиационная стойкость; • два поглощающих компонента – Dy и Hf обеспечивают высокую физическую эффективность; • высокая температура плавления (2600– 2800°С); • возможность изменять соотношение Dy и Hf с сохранением эксплуатационных свойств; • высокая технологичность синтеза гафната диспрозия и изготовления таблеток высокой плотности (7, 7– 8, 2 г/см 3); • относительно дешевое сырье. www. rosatom. ru 63
Структура таблеток Dy 2 O 3·Hf. O 2 Патент РФ № 2124240 Основные характеристики таблеток Dy 2 O 3·Hf. O 2 Структура. . . . Флюорит Плотность. . . 7, 0– 7, 8 г/см 3 Теплопроводность (20 о. С). . . . 1, 7– 2, 0 Вт/(м·К) КТРЛ. . . . 8, 5· 10 6 К-1 о Предел прочности на сжатие (20 С). . . 350 МПа Микротвердость. . . . 7000– 10000 МПа www. rosatom. ru 64
Радиационная стойкость таблеток Dy 2 O 3 Hf. O 2 Поперечное сечение и структура после облучения в реакторе БОР – 60 флюенсом 1 1022 см-2 (E>0, 1 Мэ. В) 2 мм www. rosatom. ru 100 мкм 65
Патент РФ № 2124240 www. rosatom. ru 66
www. rosatom. ru 67
Некоторые направления исследований США в рамках создания ядерных реакторов нового поколения www. rosatom. ru 68
Физическое моделирование реакторных материалов www. rosatom. ru 69
Приоритетные направления исследований 1. Микроструктура и физико-химические свойства материалов под облучением 2. Неравновесная термодинамика сложных многокомпонентных систем при фабрикации и эксплуатации топлива 3. Химия материалов на основе актинидов и продуктов деления 4. Технология разделения в разномасштабных процессах 5. Влияние радиации и радиолиза на физико-химические процессы 6. Микроструктурное конструирование реакторных материалов 7. Моделирование (от микро до макро состояния) материалов и явлений в многокомпонентных системах под облучением www. rosatom. ru 70
Материалы под облучением «Мгновенные снимки» МД–генерации вакансий (красные точки) и междоузельных атомов (зеленые точки) в месте рассеяния нейтрона с энергией ~0. 7 Мэ. В на железе (ОЦК) и меди (ГЦК) при максимуме точечных дефектов (а), после частичной их рекомбинации в «температурном пике» (б) и после охлаждения (в). а) www. rosatom. ru б) в) 71
Материалы под облучением Графическая модель межфазной границы как центра притяжения процессов, стимулируемых облучением, которые могут изменять структуру и состав материала, а следовательно, и его свойства. Здесь: а) миграция вакансий и междоузельных атомов к границе зерен как стоку точечных дефектов, b) сегрегация или c) осаждение там примесей, d) эмиссия, абсорбция и захват дислокаций, e) распространение трещины, f) перенос к, от и вдоль граничной поверхности, g) локализация примесей, h) точечных дефектов и i) их рекомбинация. www. rosatom. ru 72
Материалы под облучением (вопросы) Ø Какие механизмы контролируют разрушение материалов в экстремальных условиях (облучения, мех. напряжения, коррозии)? Ø Почему ОЦК металлы менее подвержены распуханию, чем ГЦК? Ø Как влияет атомный беспорядок на свойства реакторных материалов? Ø Какую роль играет межфазная граница в деградации материалов под облучением? Ø Как связать методы и средства моделирования физических систем разного характера и разной степени детализации в адекватный междисциплинарный инструментарий? Ø Как использовать большой ресурс Отдела BES (инвестиции, исследовательские центры) для конструирования реакторных материалов? www. rosatom. ru 73
Перспективное топливо Топливо на основе нейтральной матрицы (Zr 0. 58 Pu 0. 21 Am 0. 21)N Нитриды плутония и америция образуют гетерогенную смесь в топливной таблетке www. rosatom. ru 74
Моделирование систем под облучением (задачи) Ø Широкомасштабное (large-scale) молекулярнодинамическое моделирование конденсированных сред под облучением. Ø Разработка методов ускоренного МД–моделирования на большие времена (long time scales). Ø Разработка технологии передачи информации с атомного уровня на средний (mesoscale) уровень и в континуальную модель. Ø Идентификация механизмов разрушения на атомарном уровне, исходя из данных макроскопического разрушения. www. rosatom. ru 75
Моделирование систем под облучением Моделированием на суперкомпьтере (LLNL, 10 тыс. параллельных процессоров) установлено, что упрочнение (закалка) металла происходит, когда дислокации связываются в узлы по четыре на каждый узел . Это подтверждается экспериментом, что открывает новые технологические возможности для упрочнения конструкционных материалов. www. rosatom. ru 76
Моделирование систем под облучением Ø Моделирование (modeling and simulation) рассматривается как третья ветвь (!), соединяющая эксперимент и теорию. Ø С помощью моделирования (modeling) можно объединить большинство теорий и концепций, разработанных в разных отраслях науки. Ø С помощью моделирования (simulation) можно использовать передовые компьютерные методы, алгоритмы и платформы, чтобы получить результаты, недостижимые другими средствами. www. rosatom. ru 77
Заключение отчета DOE Поисковые исследования в интересах перспективной ядерной энергетики направлены на: Ø точное определение электронной структуры f–переходных металлов, Ø соединение разномасштабных компьютерных моделей в единый комплекс, Ø компьютерное проектирование материалов и с заданными динамическими свойствами. Фундаментальные исследования в интересах перспективной ядерной энергетики ориентированы на понимание: Ø эволюции микроструктуры материалов под облучением, Ø реакции материалов на воздействие окружающей среды, Ø поведения актинидов в топливе и разделительных системах или РАО в фиксирующих формах на длительных интервалах времени. www. rosatom. ru 78
Скачать презентацию Атомная энергетика и состояние работ в области реакторных
Лекция МИФИ 25.02.2015.pptx