Лекция 3 Твэлы реакторов на тепловых нейтронах

Лекция 3 Твэлы реакторов на тепловых нейтронах

Отечественные сплавы Zr и основная область их применения v Э 110 (Zr-1%Nb) – оболочки и заглушки твэлов, ДР v Э 635 (Zr-1%Nb-1, 2%Sn-0, 35%Fe) – направляющие каналы и центральные трубы ТВСА и ТВС-2, уголки жесткости ТВСА 4 -х годичный топливный цикл ВВЭР с глубиной выгорания до 55 МВт сут/кг U по ТВС v Э 125 (Zr-2, 5%Nb) – чехлы ВВЭР-440 и блока 5 ВВЭР-1000 НВАЭС, трубы ТК и центральная труба ТВС РБМК

Цель Программы Создание модернизированных на базе существующих и новых сплавов Zr - конкурентных на мировом рынке обеспечивающих критерии безопасности повышенное сопротивление формоизменению работу твэлов в переходных режимах и при маневрировании мощностью - сохранение и улучшение коррозионной стойкости твэлов и комплектующих ТВС

Направления совершенствования отечественного ядерного топлива для ВВЭР v v v Топливные циклы 3 х450, 5 х320 и т. д. , выгорание по твэлу до 72 МВт сут/кг U Форсирование мощности ВВЭР-1000 и ВВЭР-440 Топливный цикл на базе кассет второго и третьего поколения ВВЭР-440 (максимальное выгорание 65 МВт сут/кг. U) Проект «АЭС-2006» v v v Обеспечение глубокого выгорания по твэлам до 75 -80 МВт сут/кг U Увеличение ресурса до 46000 эфф. часов Повышение в определённые этапы эксплуатации температуры оболочки твэла до 358 С и паросодержания в теплоносителе до 13% масс. Маневрирование мощностью Безусловное обеспечение критериев безопасности

Задачи: v для использования в PWR Обеспечение сопротивления коррозии в литиевом ВХР при температуре 360 С и паросодержании до 20% v для использования в ПЭБ Эксплуатация не менее 30000 эфф. ч в аммиачном бескоррекционном ВХР с поверхностным кипением и повышенным содержанием O 2 и H 2

Увеличение выгорания • Внедрение инновационных топливных циклов • Увеличение выгорания в одном топливном цикле Топливо • Структура топлива • Выделение газа • Взаимодействие топлива и оболочки • Управление реактивностью Конструкционные материалы • Радиационные повреждения: – Размерная стабильность – Деградация свойств • Совместимость теплоносителя и оболочки

Состояние циркониевых оболочек и надежность твэлов при эксплуатации

Промышленные сплавы Zr в отечественной и зарубежной атомной энергетике Сплавы (страна и год разработки) Легирующий элемент, % мас. Nb Sn Fe Cr Ni O Э 110 (Россия, 1958 г. ) 0, 90 - 1, 10 - < 0, 05 - - < 0, 099 Э 125 (Россия, 1958 г. ) 2, 4 - 2, 7 - < 0, 05 - - < 0, 099 ▲ Э 635 (Россия, 1971 г. ) 0, 90 - 1, 10 -1, 30 0, 30 - 0, 40 - - 0, 05 - 0, 12 Zry-2 (CШA, 1952 г. ) - 1, 20 - 1, 70 0, 18 0, 09 0, 07 0, 09 - 0, 13 Zry-4 (CШA, 1952 г. ) - 1, 20 - 1, 70 0, 18 -0, 24 0, 07 - 0, 13 - 0, 09 - 0, 13 Zr-2, 5 Nb (Канада) 2, 5 - 2, 8 - < 0, 065 - - 0, 10 - 0, 13 ▲ ZIRLO (США, 1990 г. ) 0, 90 - 1, 13 0, 90 - 1, 20 0, 1 - - 0, 09 - 0, 15 М 5 (Франция, 1996 г. ) 0, 80 - 1, 20 - 0, 015 -0, 06 - - 0, 09 - 0, 16 ▲ NDA (Япония, 1990 г. ) 0, 1 1, 0 0, 27 0, 16 0, 01 0, 09 - 0, 13 ▲ MDA (Япония, 1990 г. ) 0, 5 0, 80 0, 2 0, 1 - 0, 09 - 0, 13 Системы сплавов: Zr-Nb ▲ Zr-Nb-Sn-(Fe, Cr) Zr-Sn- (Fe, Cr, Ni)

Тенденции развития циркониевых сплавов за рубежом Фирма Рассматриваемые варианты Объем проработки Westinghouse ZIRLO AREVA ANP Mitsubishi Japanese Industry KNFC-KAERI Zr-1, 0 Nb-0, 8 Sn-0, 1 Fe Zr-1, 0 Nb-0, 65 Sn-0, 1 Fe Zr-0, 7 Nb-0, 3 Sn-0, 35 Fe-0, 25 Cr Zr-1, 0 Nb-0, 3 Sn-0, 35(Fe, Cu, V) Zr-1, 0 Nb-(0, 3 -0, 5)Sn-(0, 1 -0, 35)Fe M-MDA Zr-0, 5 Sn-0, 5 Nb-0, 3 Fe-0, 4 Cr J-сплавы Zr-1, 6 Nb-0, 1 Cr Zr-1, 8 Nb; Zr-2, 5 Nb HANA* Zr-1, 5 Nb-0, 4 Sn-Fe, Cr, Cu Zr-1, 0 Nb-0, 05 Cu Опытная эксплуатация в блоках PWR Исследуются в рамках Халден проекта Опытная эксплуатация в блоках PWR Поставлено 6 сборок в реактор PWR Испании Комплекс дореакторных исследований. Начало реакторного эксперимента * - HANA- High performance Alloy for Nuclear Application

Коррозия циркониевых сплавов в водоохлаждаемых реакторах Z=3670 мм Координата, мм Э 110 и Э 635 в ВВЭР-1000 (3 года, 37, 5 МВт·сут/кг U) Z=3000 мм Толщина оксида, мкм Э 110 в ВВЭР-1000 (6 лет, 55, 3 МВт·сут/кг U) Z=140 мм

Коррозия сплавов Э 110, M 5, Zry-4, Э 635 и ZIRLO в водоохлаждаемых реакторах (ВВЭР, PWR) Э 635 ZIRLO (с низким Sn) Э 110 (GKN Germany)

Особенности коррозии сплавов Э 110 и Э 635 в ВХР ПЭБ v Э 110 : - нодулярная коррозия с толщиной оксида до 370 мкм - равномерная коррозия 10 -20 мкм - наводороживание 120 ppm v Э 635 : - равномерная коррозия до 70 мкм - наводороживание до 470 ppm - радиальные гидриды Предложения по сплавам для оболочек твэлов ПЭБ - Разработка сплава на основе системы Zr-Nb-Sn Опробование на 1 этапе Э 635 М

Модернизация сплава Э 635 v снижение содержания ниобия, оптимизация Nb/Fe v снижение содержания олова (повышение сопротивления равномерной коррозии) Циркониевый угол диаграммы Zr-Nb-Fe для сплавов типа Э 635 Sn=0, 7 1, 5 Номинальные составы сплавов А Б В Sn=0, 9 1, 5 Сплав Nb Fe Sn O Э 635 Д 1, 0 0, 35 1, 2 0, 8 Э 635 М 0, 8 0, 35 0, 8 0, 6 Sn=1, 1 1, 42 Sn=1, 12 1, 2 Sn=0, 7 0, 9 Г А - патент на сплав Э 635; ■ Б - ТУ на слиток сплава Э 635; ■ В - ТИ на выплавку сплава Э 635; ■ Г – модернизированный сплав Э 635 М: - снижение Sn и Nb; - оптимизация Nb/Fe; ■ Д - патент на сплавы типа ZIRLO™

Изменение длины твэла Р 75 в зависимости от средней ЛМ НТК-2008, ФГУП ВНИИНМ, Москва , 19 -21 ноября 2008

Изменение диаметра оболочки твэла Р 75 в зависимости от средней ЛМ НТК-2008, ФГУП ВНИИНМ, Москва , 19 -21 ноября 2008

Сравнение твэла с таблеткой из UO 2 и дисперсионного твэла с ураноемким топливом Ураноемкость под оболочкой 8. 3 -8. 5 г/см 3 (10. 5 г/см 3 плотность таблетки) >10 г/см 3 Работоспособность в перем режиме Низкая Высокая Максимальная температура топлива 16000 C 5000 C Изготовление твэла методом пропитки

Характеристики Zr матричных сплавов № групп ы Содержание легирующих элементов, % масс Температу ра плавления, C Предел прочности при сжатии 500 C, МПа Теплопровод ность при 500 C, Вт-1 град-1 Zr Fe Cu Be 1 base 4 -8 0. 53. 0 2 -3 780 -810 500 21 -25 2 base 6 -12 - 850 -860 530 22 -26 Микроструктуры сплавов (a) Zr-10 Fe-10 Cu, (b) Zr-6. 4 Fe-2. 5 Be и сцепление с Zr оболочкой

Технология изготовления твэлов a b Схематичное изображение поперечного сечения виброзасыпки, (b) после капиллярной пропитки твэла; Оптимальные объемные соотношения компонентов: Топливо образующее каркас до 65% Матрица 15 -20% Поры 16 -20% (a) после

Свойства топливных композиций, изготовленных методом капиллярной пропитки Топливная композиция Объем. Порис ная доля тост топлив ь, а, % % Ураноемкос ть г/см 3 Теплопроводность при 5000 C, Вт/м гр U 5 Nb 5 Zr + Zr 10 Fe 10 Cu 63. 0 22 9. 0 19. 3 U 9 Mo + Zr 8 Fe 8 Cu 64. 5 18 10. 0 22. 3 U 9 Mo + 64. 0 16 9. 9 22. 5 Zr 10 Fe 10 Cu Так как объемная доля топлива составляет 62 -64%, то применении ураноемкого топлива, например U‑ 9 Mo alloy, содержание урана достигает 9. 510. 0 g/cm 3 под оболочкой твэла Скорость коррозии дисперсионного топлива в воде при 350 С 0. 02 -0. 04 г/м-2 ч-1

Преимущества. Advantages при использовании в ВВЭР-1000 1. Снизить обогащение топлива на 25% или увеличить выгорание – экономия урана-235 за счет деления образующегося плутония. 2. Реализация концепции холодного топлива (400 -500 С) 3. Достижение выгорания 120 МВт*сут/кг. U не превышая 5% барьер обогащения топлива. 4. Повышение работоспособности твэла в режиме переменных нагрузок – оптимизация экономичного режима эксплуатации АЭС. Увеличение экономической эффективности и снижение себестоимости электроэнергии

Пути усовершенствования нового топлива Introduction • Увеличение ураноемкости Дальнейшее увеличение ураноемкости до 11 г/см 3 при увеличении объемной доли гранул топлива. Достигается за счет уменьшения объема матрицы и уменьшения пористости. Среднее выгорание, МВт*сут/кг. U 50 Обогащение по U-235, % Штатный твэл ВВЭР- 4. 4 1000 (8. 3 -8. 5 г/см 3 U под оболочкой – 10. 5 г/см 3 60 75 90 4. 95 - - 3. 8 4. 3 4. 80 120 плотность таблетки UO 2) Работоспособность в переменных 3 3. 0 3. 3 3. 8 4. 2 4. 95 Дисперс. твэл (11 г/см режимах, U под оболочкой ) Cold Значительная экономия уран-235 и улучшение экономичности АЭС fuel Дисперс. твэл (10 г/см 3 U под оболочкой ) 3. 4 Перспективно для CANDU реакторов. -

Обсуждение результатов Advantages Переход от твэла контейнерного типа к дисперсионному с улучшенными характеристиками с использованием виброзасыпных технологий Преимущества нового принципа • Достижение глубоких выгораний – экономичные топливные циклы, уменьшение объемов отработавшего ядерного топлива • Использование высокоплотного металлического топлива - экономия природного урана, увеличение КВ и обеспечение безопасности реакторных установок • Реализация концепции холодного ядерного топлива • Оптимизация экономичного режима эксплуатации АЭС • Замена МОХ топлива • Простота технологии и минимальное воздействие на экологию, замыкание топливного цикла Результат – Увеличение экономической эффективности и снижение себестоимости отпускаемой потребителю электроэнергии

Прогнозируемый переходный процесс LOCA 22 1000 20 900 18 800 16 700 14 600 12 500 10 400 ql=450 Вт/см 8 300 ql=360 Вт/см 6 200 давление теплоносителя Давление, МПа 24 1100 Температура, град. С 1200 Изменение давления теплоносителя в активной зоне реактора и температура оболочки твэлов при LOCA ВВЭР-1000 4 100 2 0 0 0 50 100 150 200 250 300 350 400 450 500 550 600 Время, с В эксперименте реализуется конечное состояние активной зоны реактора во II стадии максимальной проектной аварии – наличие границы раздела фаз теплоносителя, охлаждение верхней части твэлов паром с температурой до 650 о. С, Quench-режим (III стадия), расхолаживание водой с температурой 100 о. С. Моделируются скорость разогрева оболочки - 1 1, 2 о. С/сек, максимальная температура оболочки до 950 о. С, время экспозиции, перепад давления на оболочке, величина термошока, которая составляет 300 450 о. С.

Схема размещения инструментованных твэлов в ЭТВС Твых. ПК Твых_подв Твых. ЭТВС Тоб Ттопл Тоб 887 757 562 Твх. ЭТВС Твх. ПК 662 ДД

Режим LOCA (II стадия) Температура теплоносителя , оболочки твэлов и центра топливного сердечника

Посттестовые исследования Уменьшение площади проходного сечения для теплоносителя все твэлы недеформированных оболочек без учета 5 4 6 15 3 14 2 19 7 16 8 17 13 9 18 1 12 11 10 Сечение 910 мм

Посттестовые исследования Окружная деформация Сечение 910 мм Рефабрикованный твэл «Свежий» твэл

В результате посттестовых исследований ЭТВС, испытанной в ЭТВС условиях имитации второй стадии проектной аварии с потерей теплоносителя, установлено следующее: • Увеличение диаметра оболочек вследствие действия давления заполняющего газа произошло на участке, соответствующем области осушения активной зоны сборки. • Участки максимальной окружной деформации оболочек относительно равномерно распределены как по поперечному сечению, так и по высоте осушенного участка активной зоны сборки. • Разгерметизация оболочек носит характер пластичного разрыва. • Максимальное относительное значение блокировки проходного сечения находится в интервале 20 -30 %. • Поведение оболочек рефабрикованных и свежих твэлов в условиях испытаний, реализованных в эксперименте, не отличается. • Дистанционирующие решетки оказывают существенное влияние на охлаждение пучка твэлов. В результате проведенных посттестовых исследований получены экспериментальные данные, прежде всего по деформации оболочки с привязкой к условиям испытания, для использования в кодах, рассчитывающих термомеханическое состояние оболочки твэлов.

Характеристика Тип реактора HTGR AVR ТННР-300 Топливо (U, Th)C 2 (U, Th)O 2 (U, Th)C 2 Th. C 2 (сырье) UO 2 Диаметр, мкм Толщина буферного слоя Ру. С 1, мкм Плотность буферного слоя Ру. С 1, г/см 3 Толщина силового слоя Ру. С 2, мкм Плотность силового слоя Ру. С 2, г/см 3 Толщина силового слоя Si. C 3, мкм Толщина силового слоя Ру. С 4, мкм Плотность силового слоя Ру. С 4, г/см 3 -400 -60 -400 -50 -100 -300 -50 -300 -600 -50 ~500± 50 -90 -1, 0 -1, 0 120 30 20 20 60 1, 95 1, 6 - - 1, 85 Нет 20 20 50 Нет 90 30 40 50 Нет 1, 9 - ВГР-50 ВГ 400 1, 85