Ядерное топливо

Под водой, на воде и на земле

Твэлы для транспортных реакторов: из прошлого в будущее

Во многих странах мира, в том числе благодаря переходу к зеленой энергетике, возрастает интерес к атомным станциям малой мощности. В начале этого года в рамках российской атомной недели на «Экспо‑2020» в Дубае Росатом представил линейку АСММ, создаваемых на базе транспортных реакторных установок. Конструкция транспортных реакторов отличается от энергетических, это означает, что и топливо для них должно быть разным. Рассказываем об особенностях конструкции и материалов транспортных твэлов, а также об истории их создания и совершенствования.

Транспортные реакторные установки изначально создавались для кораблей ВМФ, поэтому при их разработке требовалось добиться таких характеристик, как максимальная надежность, простота в эксплуатации, длительный ресурс работы на одной загрузке топлива. Специфика этих установок обусловливает ряд отличий транспортных реакторов от их собратьев — энергетических реакторов, спроектированных для АЭС. В чем же разница? Давайте разбираться.

От «полный вперед» к «стоп, машина» и обратно

Первое отличие: транспортные реакторные установки — маневренные. Их можно сравнить с двигателем автомобиля, где нажатием педали газа можно легко увеличить обороты двигателя. На транспортных реакторах при необходимости можно быстро поднять мощность и так же быстро ее сбросить. При этом количество подобных циклов быстрого набора и сброса мощности достаточно велико. «Такая стойкость к маневру, к резкому изменению температуры в тепловыделяющем элементе обеспечивается его конструкцией, в которой оболочка и топливный сердечник имеют прочную металлургическую связь, а сердечник состоит из гранул ядерного топлива, распределенных в металлической матрице, имеющей высокую теплопроводность, — рассказывает главный эксперт ВНИИНМ им. А. А. Бочвара Александр Ватулин. — Топливо и оболочка представляют собой единое целое. Коэффициенты температурного расширения оболочки и сердечника подбираются достаточно близкими, чтобы не возникало больших термических напряжений, связанных с резким изменением температуры. Такие твэлы выдерживают большое количество циклов изменения мощности с большой амплитудой — порядка 100 °C в минуту». Тепловыделяющие элементы этого типа называют дисперсионными.

У энергетических реакторов, спроектированных для АЭС, нет подобной задачи — их твэлы не приспособлены к высокой маневренности, поэтому для изменения параметров нагрузки требуется время и использование достаточно сложного алгоритма подъема и сброса мощности.

Работать без перегрузок

Второе отличие транспортных реакторов, которое также можно считать преимуществом, — это простота в обслуживании, что приобретет особую актуальность для АСММ, расположенных в труднодоступных отдаленных районах. Топливные сборки загружают в реактор один раз за установленный цикл работы активной зоны. «Загрузил один раз, закрутил гайки и поехал, — шутит Александр Ватулин. — Подходить к установке больше не надо, активная зона работает, пока не выработает положенный энергетический ресурс. После этого ее перегружают». В отличие от реакторов ВВЭР, которые периодически надо останавливать для перезагрузки части топлива, в транспортных реакторах никаких дополнительных перестановок топлива совершать не надо.

Безопасные осколки

К транспортным реакторам относят ядерные реакторные установки для гражданских судов, АПЛ и кораблей ВМФ. Транспортные реакторы отличает высокая надежность, простота в обслуживании, мобильность и компактность, что позволяет устанавливать их также на плавучих и наземных АЭС малой мощности. В настоящее время Росатом эксплуатирует первую и единственную в мире плавучую атомную теплоэлектростанцию «Академик Ломоносов» электрической мощностью 70 МВт и тепловой мощностью 50 Гкал/ч, созданную на базе реактора КЛТ-40С. Сегодня базовая разработка Росатома в сфере транспортных реакторов — РИТМ-200 (двухреакторная установка с реакторами тепловой мощностью 175 МВт каждый), которая используется в атомных ледоколах проекта 22220, а также может быть выполнена как в плавучем, так и наземном варианте для АСММ.

Подробности

Еще одна важная особенность транспортных реакторов — это невысокая (по сравнению с энергетическими реакторами) температура в активной зоне. «Традиционное топливо представляет собой таблетки диоксида урана, которые имеют низкую теплопроводность — на порядок ниже теплопроводности сердечника дисперсионного твэла, — объясняет Александр Ватулин. — Соответственно, температура таблеток в реакторе ВВЭР составляет 1200–1300 °C, в БН — под 1800 °C. Практически все газообразные продукты деления — ксеноны, криптоны (радиоактивные газы) — быстро выходят из такого топлива под оболочку твэла. В случае разгерметизации оболочки они переходят в теплоноситель первого контура. У нас температура топливного сердечника не превышает 500 °C. При такой температуре газообразные продукты деления ведут себя так же, как твердые, и не образуют газовых пузырьков. При разгерметизации оболочки выход радиоактивных осколков деления в теплоноситель существенно ниже, чем из твэлов ВВЭР. Поэтому даже при случайной разгерметизации одного или нескольких твэлов активная зона транспортного реактора остается работоспособной. Так как температура ядерного топлива в несколько раз ниже, то ниже и количество запасенного тепла, которое нужно отводить в случае аварии с потерей теплоносителя».

Таким образом, мы видим, что особенности и преимущества транспортных реакторов тесно связаны с конструкцией топливных элементов и топливной композицией. Познакомимся поближе с твэлами транспортных реакторов.

Непростое начало

Первые тепловыделяющие элементы для активных зон транспортных реакторов разрабатывались в Курчатовском институте и на МСЗ в Электростали. В тот период считалось, что лучшим конструкционным материалом для оболочки твэла является нержавеющая сталь. В качестве ядерного топлива рассматривался диоксид урана в виде спеченных таблеток или виброуплотненной крупки, пропитанной свинцово-висмутовым сплавом, который при рабочей температуре находился в жидком состоянии. Изначально была предложена конструкция стержневого твэла диаметром около 6 мм. Однако возник ряд проблем. Под облучением топливный сердечник изменяет объем. Ядра урана-235 делятся, образуя осколки, при этом объем осколков в процессе деления становится больше исходного объема урана. Этот процесс называется распуханием. В свою очередь, нержавеющая сталь под воздействием потока быстрых нейтронов меняет свойства, становится хрупкой, поэтому минимальные деформации вызывали большой рост напряжения, начиналась коррозия под напряжением и оболочки достаточно быстро разрушались. При разгерметизации твэлов с таблетками радиоактивность теплоносителя резко возрастала, а при разгерметизации твэлов со свинцово-висмутовым сплавом возникала опасность вытекания сплава и пережога твэлов. К решению этих проблем приступили специалисты ВНИИНМ.

После 30 лет работы первый в мире атомный ледокол «Ленин» «вышел на пенсию», ошвартовался в Мурманске и стал судном­-музеем

Сколько нужно урана

Прежде всего нужно было определиться с типом твэла: контейнерный (без металлургической связи сердечника и оболочки) или дисперсионный (с наличием такой связи). В качестве достоинств твэла контейнерного типа можно отметить высокую ураноемкость и сжимающие напряжения в оболочке при работе на стационарном уровне мощности. К недостаткам относятся высокая температура топлива, свободный объем под оболочкой, термомеханическое взаимодействие сердечника с оболочкой при циклических изменениях температуры. Дисперсионные твэлы имели невысокую температуру сердечника, прочное соединение оболочки и сердечника, обеспечивающее высокую стойкость при циклических изменениях температуры, а в случае разгерметизации оболочки позволяли продолжить работу, не опасаясь резкого увеличения активности теплоносителя первого контура. К негативным характеристикам таких твэлов можно отнести невысокую ураноемкость и постоянные растягивающие напряжения в оболочке. Низкая ураноемкость, на самом деле, не являлась отрицательной характеристикой, поскольку компенсировалась применением урана повышенного обогащения. Предпочтение было отдано дисперсионному твэлу, главным образом потому, что он обеспечивал более высокую надежность при работе в маневренных режимах.

В самом сердце: материалы сердечника

Материал матрицы должен обладать высокой теплопроводностью, находиться в твердом состоянии в рабочих условиях, обладать хорошими литейными свойствами. Исходя из этого, в качестве материала матрицы был выбран алюминий-кремниевый сплав. Реакторные испытания опытных твэлов с различными соединениями урана в матрице из алюминиевых сплавов показали, что они взаимодействуют с образованием интерметаллических соединений типа U-Al-Si. В сердечнике происходят структурные изменения, ухудшающие его свойства, например, снижается теплопроводность. Тогда, рассказывает Александр Ватулин, решили взять интерметаллид U-Al-Si в качестве исходного материала для ядерного топлива и обнаружили, что в этом случае взаимодействия топлива с матричным материалом практически не происходит. Созданная топливная композиция обладала высокой радиационной стойкостью, сохраняла под облучением структуру и высокую теплопроводность. При этом все твэлы можно переработать по существующей технологии переработки ОЯТ.

Александр Ватулин

Главный эксперт ВНИИНМ им. А. А. Бочвара:

— За 50 лет выгорание топлива было увеличено в шесть раз, это означает, что в шесть раз увеличился и энергоресурс активных зон. Очевидно, что с увеличением энергоресурса увеличивается время работы на мощности, количество циклов изменения мощности, повреждающая доза нейтронного облучения и ряд других повреждающих факторов. Несмотря на это, твэлы остаются герметичными. Можно сказать, что мы добились нулевого отказа твэлов, существенно увеличив энергоресурс, и обеспечили благоприятную радиационную обстановку при обслуживании транспортной энергетической установки и перегрузке отработавшего топлива.

Прямая речь

Одновременно совместно с МСЗ была разработана уникальная технология изготовления твэлов на основе метода литья под давлением в вакууме. Технология позволяла использовать различное ядерное топливо и оболочки различной формы из различных материалов. В будущем это позволило достаточно просто, без значительных изменений технологического оборудования, совершенствовать конструкцию твэлов. Интерметаллидное топливо стало штатным топливом транспортных реакторов. Были изготовлены стержневые твэлы для активных зон первого и второго поколений корабельных реакторов.

Второе поколение: взять в кольцо

Однако надежность стержневых твэлов оказалась неудовлетворительной. Постоянно действующие и возрастающие из-за охрупчивания растягивающие напряжения в оболочке из нержавеющей стали приводили к коррозионному растрескиванию оболочек. «Для решения этой проблемы специалисты ВНИИНМ предложили конструкцию кольцевого твэла, — продолжает рассказ Александр Ватулин. — В кольцевом твэле две оболочки: наружная и внутренняя. Между ними расположен топливный сердечник. Такая конструкция позволяет перенаправить часть деформации, возникающей от распухания топлива, на внутреннее кольцо, снижая тем самым деформацию внешней оболочки твэла. Активные зоны реакторов второго поколения с кольцевыми твэлами работали хорошо, и к ним не было претензий».

Твэлы самодистанционировались

С течением времени от реакторных установок потребовались более высокие характеристики — выросла мощность, повысилась энергонапряженность. Кольцевые твэлы уже не подходили по теплофизике, так как имели недостаточную поверхность для отвода тепла. «Тогда возникла идея заменить растягивающие деформации на изгибные, — говорит Александр Ватулин. — Мы предложили более сложную конструкцию, при которой деформация растяжения меняется на деформацию изгиба, — самодистанционирующиеся крестообразные твэлы, оболочка которых закручена вдоль собственной оси». Такие твэлы имели большую поверхность теплосъема и могли устанавливаться без дистанционирующих решеток, ухудшающих отвод тепла. Твэлы третьего поколения стали шагом вперед, позволили увеличить энергонапряженность и ресурс, однако дальнейшее увеличение ресурсных характеристик активной зоны с твэлами с оболочками из нержавеющей стали было невозможно из-за охрупчивания и коррозионного растрескивания оболочечного материала.

Охрупчивание побеждено

Начались поиски нового материала. Применять циркониевые сплавы из-за таких негативных свойств, как склонность к язвенной коррозии, поглощение водорода и пароциркониевая реакция, для твэлов корабельных установок считалось нецелесообразным. «В середине 1980-х годов обратили внимание на хромоникелевый сплав, тогда он назывался ЭП630, который обладал исключительной коррозионной стойкостью и использовался для изготовления химического оборудования на предприятиях по переработке ОЯТ, так как он практически не растворяется в азотной кислоте, — рассказывает Александр Ватулин. — Материал прочный, вязкий, сложный для механической обработки. Разработали технологию, изготовили из него оболочки для твэла, поставили на испытания в исследовательский реактор. Оказалось, что материал не только коррозионностойкий, но и великолепно ведет себя под облучением, не охрупчивается и сохраняет высокую пластичность, то есть имеет именно те качества, которые и были необходимы».

После модернизации химического состава, метода выплавки и ряда других параметров сплаву дали название 42ХНМ. Специалистами ВНИИНМ была проделана большая работа по аттестации 42ХНМ как материала, пригодного для оболочек твэлов транспортных реакторов. Материал аттестовали, определив все свойства, необходимые для обеспечения выпуска технических проектов и обоснования ресурсных характеристик. Появление этого уникального материала позволило изготавливать третье поколение твэлов с оболочкой из 42ХНМ, которая выдерживала высокие нагрузки, оставаясь герметичной.

К нулевому отказу

Твэлы транспортных реакторов постоянно модернизируются, а их характеристики улучшаются. Первые кампании (время работы реакторной зоны на 100% мощности) были в 20 раз короче, чем сегодня. «Первые реакторы ВВЭР-440 имели практически такое же топливо, как и сегодня, которое выгружалось с выгоранием 45 МВт·сутки/кгU, а сейчас выгружают с выгоранием порядка 60 МВт·сутки/кгU, за 60 лет увеличили выгорание приблизительно на 30%, — говорит Александр Ватулин. — У нас выгорание измеряется в других единицах, в количестве разделившихся ядер урана по весу: грамм осколков на кубический сантиметр. Вес осколков равен весу разделившегося урана. Если перевести на МВт·сутки/кгU, то у нас выгорание составляет порядка 150 МВт·сутки/кгU, что в 2,5 раза выше, чем у твэлов ВВЭР. В 1972 году выгорание топлива транспортных твэлов составляло ~ 0,2 г/см3, а сейчас ~ 1,2 г/см3. За 50 лет выгорание увеличили в шесть раз, это означает, что в шесть раз увеличился и энергоресурс активных зон! (Энергоресурс — количество энергии, которое вырабатывает активная зона транспортного реактора от начала до окончания эксплуатации. — Прим. ред.). Очевидно, что с увеличением энергоресурса увеличивается время работы на мощности, количество циклов изменения мощности, повреждающая доза нейтронного облучения и ряд других повреждающих факторов, несмотря на это, твэлы остаются герметичными. Можно сказать, что мы добились нулевого отказа твэлов, существенно увеличив энергоресурс, и обеспечили благоприятную радиационную обстановку при обслуживании транспортной энергетической установки и перегрузке отработавшего топлива».

Твэлы для «Ломоносова»

Для реактора на ПЭБ «Академик Ломоносов» было необходимо решить задачу с обогащением топлива. В топливе реакторов АЭС с ВВЭР обогащение по урану-235 составляет 4,5%, тогда как для транспортных реакторов обогащение превышает 20%. При этом МАГАТЭ в целях нераспространения ядерного оружия рекомендует для гражданских реакторов использовать топливо с обогащением не выше 19,75%.

«Нам поставили задачу разработать тепловыделяющий элемент, удовлетворяющий требованиям МАГАТЭ, — рассказывает Александр Ватулин. — Мы решили вернуться к топливу из диоксида урана. Ураноемкость диоксида урана практически в два раза выше ураноемкости интерметаллида. Это позволяет при одном и том же количестве топлива в оболочке в два раза увеличить количество урана, загружаемого в активную зону, и понизить обогащение по урану-235. На основе анализа результатов испытаний опытных образцов твэлов мы определили оптимальные свойства топливных гранул из диоксида урана и разработали технологию, обеспечивающую изготовление гранул с заданными свойствами. Разработали и запатентовали конструкцию тепловыделяющего элемента для ПЭБ». Особенностью конструкции твэла стал компенсатор распухания топлива, расположенный по центральной оси твэла. Распухающий из-за деления ядер урана сердечник «затекает» за счет радиационно-стимулируемой ползучести в компенсационную полость, благодаря чему внешний диаметр твэла практически не меняется. Это обеспечивает низкий уровень напряжений в оболочке твэла и стабильность гидравлических и теплофизических характеристик активной зоны. Сегодня эти твэлы успешно работают на ПЭБ «Академик Ломоносов» и удовлетворяют требованиям МАГАТЭ к гражданским реакторам, что открывает возможность в будущем поставлять подобные энергоблоки в другие страны.