Конкретные материалы

Создание замкнутого топливного цикла – мечта физиков со времён появления первых атомных электростанций. Сегодня развитие технологий позволяет осуществить практические шаги к её осуществлению. Россия – единственная страна в мире, эксплуатирующая реакторы на быстрых нейтронах (БН), играющих ключевую роль в замыкании цикла, и имеющая колоссальные преимущества и все шансы первой реализовать подобный проект. О «быстрых» реакторах, технологических цепочках и работе учёных, без которой эксплуатация БН была бы невозможна, «Вестнику Атомпрома» рассказали начальник научно-исследовательского отдела конструкционных материалов и изделий АО «ВНИИНМ» Мария Леонтьева-Смирнова и ведущий эксперт этого отдела Анастасия Никитина.

Два в одном

Россия – единственная страна в мире, имеющая многолетний опыт успешной практической эксплуатации атомных станций на быстрых нейтронах. И не случайно, что долгосрочная стратегия развития российской атомной энергетики поворачивается в сторону создания двухкомпонентных энергетических комплексов, предусматривающих комбинацию двух станций – с реакторами ВВЭР и БН, что не так давно подтвердил глава Росатома Алексей Лихачёв. Эффективность такого рода комбинации очевидна, так как позволяет частично использовать ОЯТ водо-водяных реакторов в качестве топлива для БН, в свою очередь, обогащающих новое топливо для ВВЭР, делая тем самым шаг к возможности замыкания ядерного топливного цикла, где реакторы на быстрых нейтронах играют ключевую роль. Возможность успешной и безопасной эксплуатации БН обеспечивают сотни сотрудников, специфика труда которых зачастую скрыта не только за высокими заборами и КПП, но и за дверьми лабораторий. Сегодня мы познакомим вас с работой уникальных специалистов, отвечающих за одно из важнейших направлений – разработку материалов для изготовления топливных сборок БН.

Требования к конструкционным материалам твэлов

ВНИИНМ в силу своих компетенций может разрабатывать как конструкционные, так и топливные материалы и на основе этих разработок создавать твэлы нового поколения, имеющие больший ресурс, эффективность, надёжность и безопасность. «В частности, институт занимается разработкой материалов, использующихся в активной зоне реакторов на быстрых нейтронах, например, для оболочки твэла, – рассказывает Мария Леонтьева-Смирнова. – В настоящее время мы работаем над материалами, которые могут обеспечить более высокие проектные параметры, такие как повышенная температура эксплуатации, улучшение коррозионной стойкости и другие. То есть ведём оптимизацию характеристик, влияющих на эксплуатационные показатели реакторных установок на быстрых нейтронах с натриевым и свинцовым теплоносителями как уже работающих, так и планируемых к постройке». Главная задача – увеличение ресурса твэла. Так, раньше время работы до перезагрузки на БН-600 составляло 560 активных суток, сейчас этот срок увеличился до 592 активных суток. Этот период определяет эффективность работы реактора. Повышение выгорания топлива всего на 1% даёт экономический эффект, исчисляющийся сотнями миллионов рублей в год. «Традиционно разработка нового материала начинается с технических характеристик, связанных с типом реакторной установки, под которую конструктор задаёт требования к материалу», – продолжает рассказ Анастасия Никитина. Требования касаются таких параметров, как температура, напряжение, коррозия и так далее. На основании требований определяется химический состав материала, проводятся исследования микроструктуры, термические, механические, коррозионные испытания и так далее, что даёт возможность получить первичные данные, на основании которых можно обнаружить недостатки и начать над ними работать. Например, изменить химический состав, уменьшив или увеличив концентрации основных легирующих элементов и примесей, и посмотреть, как это повлияет на материал. Таких стадий может быть много. В конечном итоге материал доводится до соответствия требуемым характеристикам в исходном состоянии и передаётся в промышленное производство, где из него уже можно изготавливать требуемые изделия. Параллельно могут проводиться радиационные испытания.

Четыре этапа

Процесс разработки материала можно разделить на этапы или блоки. Первый из них – металлургический. Выплавляется несколько сплавов с разным химическим составом. Затем состав и структура сплавов оптимизируются, для чего отрабатываются режимы термической обработки, деформации и прочее. После получения заготовки из неё производится необходимое изделие – оболочечная труба для твэла, прутковый материал, из которого делаются заглушки, проволока, которая навивается на твэл для дистанционирования, – все эти детали называются комплектующими твэла. Далее начинается изучение механических свойств комплектующих. При этом методики испытания комплектующих разные и зависят от конкретного изделия, оболочки, проволоки и так далее. Разработка методики, анализ полученных результатов, аттестация – всё это входит в первый блок работы.

Второй блок связан с испытанием комплектующих на радиационную стойкость. И здесь существуют разные варианты. Самый простой – имитационное облучение на ускорителе. В чём преимущество этого метода? «Очень быстро, буквально за часы, набирается требуемая повреждающая доза облучения, – объясняет начальник научно-исследовательского отдела. – При этом образец не становится радиоактивным и с ним можно продолжать работать во ВНИИНМ. Но у этого способа есть и свои недостатки. Главный – несоответствие скорости достижения повреждающей дозы при испытании на ускорителе и при реальной работе в реакторе будет по-разному влиять на структуру повреждённого материала. Это необходимо учитывать в разработках. Тем не менее для качественного сравнения материалов этот метод пригоден».

Следующий этап – это уже непосредственно облучение комплектующих в реакторе. Они могут испытываться как в виде специальных образцов, так и в виде макетов твэлов и полномасштабных твэлов. Для начала, как правило, используют материаловедческие сборки, то есть штатные тепловыделяющие сборки, в которые загружают испытываемые образцы, после чего сборка загружается в реактор. Минус этого метода в том, что изделия набирают радиоактивность, и их послереакторные исследования приходится проводить в специальных горячих камерах. Как правило, послереакторные исследования проводятся в ИРМ в Заречном или в НИИАР в Димитровграде.

Чем же хороша материаловедческая сборка? «Прежде всего, скорость набора повреждающей дозы аналогична реальным условиям эксплуатации твэлов», – объясняет Мария Леонтьева-Смирнова. Во-вторых, можно загрузить сразу много образцов, что позволяет получать дозные и температурные зависимости, которые впоследствии могут быть использованы при техническом проектировании и обосновании работоспособности твэлов. При использовании сборки есть свои нюансы, не всегда всё складывается удачно при реакторном эксперименте, но тем не менее это работающая технология. Есть ещё один способ реакторных испытаний, и он самый надёжный. Это установка в реактор твэлов с оболочками из испытываемых конструкционных материалов. При этом важно иметь в виду, что 100-процентно надёжные данные получить в ходе тестирования и испытаний сложно. В частности, на сегодняшний день существуют неопределённости при оценке фактической температуры испытаний. В целом же реакторные испытания – дорогая, сложная технология, и, самое главное, они не должны усложнять штатную работу активной зоны реактора и наносить ущерб его энергоэффективности. «БН-600 – наша основная экспериментальная база. Она снабжает электроэнергией целый край, – отмечает начальник научно-исследовательского отдела. – Период облучения, который является итогом наших работ, занимает как минимум 5 лет. Весь процесс, от постановки задачи по созданию материала и до его внедрения на производстве, составляет не менее 15 лет. Последний, заключительный, этап – внедрение всего перечня продукции: трубы, прутки, проволока, это всё должно быть поставлено на производство. Продукции присваивается знак качества, а дальше задачей института является научно-техническое сопровождение процесса изготовления продукции».

Непрерывное улучшение

Обратите внимание: работа над улучшением качеств эксплуатационных характеристик материалов процесс непрерывный. Мария Леонтьева-Смирнова приводит такой пример. На начальном этапе эксплуатации реактора БН-600 в качестве оболочек твэлов использовалась аустенитная сталь ЭИ847, и эксплуатация показала, что этот материал не обеспечивает проектного выгорания топлива. ВНИИНМ предложил свою разработку – сталь ЧС68 (она сейчас является штатным материалом оболочек БН-600 и БН-800), которую начали внедрять в активную зону реактора. И работа над этим материалом постоянно велась на протяжении 20 лет. Исследовались режимы деформирования и параметры термической обработки. Корректировался химический состав, менялось соотношение химических элементов и микродобавок, которые под облучением оказывают воздействие на поведение конструкционного материала и так далее. Эта специфика радиационного материаловедения позволяет постепенно, понимая природу поведения этих элементов, приближаться к оптимальной формуле материала с точки зрения исходных свойств и структуры, а также их радиационных изменений.

Замкнуть цикл

«Технологии, связанные с работой «быстрых» реакторов на жидкометаллических теплоносителях, сегодня за рубежом практически не развиваются, – говорит Анастасия Никитина. – Например, в Японии подобные проекты после аварии на «Фукусиме» закрыли, в США реализуются программы НИОКР по разработке конструкционных материалов, но не существует ни одного действующего реактора на быстрых нейтронах. Во Франции существовал исследовательский реактор «Феникс», однако его закрыли в начале 2000-х годов. В других странах нет наработок и опыта эксплуатации реакторов на быстрых нейтронах, сопоставимого с российским». На сегодняшний день основное потенциальное предназначение быстрых реакторов для обеспечения их экономики – утилизация отработавшего ядерного топлива. Пока технология создания замкнутого ядерного топливного цикла находится в стадии разработки. Но это чрезвычайно перспективное направление. В случае реализации концепции двухкомпонентной энергетической системы экономика эксплуатации БН будет основываться на использовании в качестве их топлива ОЯТ с ВВЭР, при одновременной наработке нового топлива для водоводяных реакторов. Подобные идеи не новы, но осуществить их технологически не просто. Сегодня развитие реакторных технологий и технологий ОЯТ позволяет приступить к осуществлению таких проектов, и Россия, благодаря своему уникальному опыту практической эксплуатации БН, может стать безусловным лидером в направлении создания технологий замкнутого топливного цикла на базе двухкомпонентной ядерной энергетики