Материалы будущего
ВНИИНМ занимается разработками для инновационных ядерных реакторов нового поколения
Стратегия развития двухкомпонентной платформы ядерной энергетики в России включает задачи по дальнейшему совершенствованию технологий реакторов как на тепловых, так и на быстрых нейтронах, в том числе для создания ядерных энергетических систем четвертого поколения с замыканием ЯТЦ. Характеристик современных материалов, которые используются в реакторах поколения III+, недостаточно для выполнения более высоких требований, определенных для реакторов четвертого поколения. Какие кандидатные материалы для таких реакторов сегодня разрабатываются и в чем их отличие и преимущество перед существующими материалами, «Вестнику атомпрома» рассказали специалисты АО «ВНИИНМ».
Дисперсно-упрочненные оксидами стали
Дисперсно-упрочненные оксидами стали (ДУО-стали) выбраны кандидатными материалами для быстрых реакторов четвертого поколения со свинцовым и натриевым теплоносителями. Об особенностях этих сталей, их разработке и причинах, по которым их выбрали в качестве кандидатных материалов, рассказала ведущий эксперт АО «ВНИИНМ» Анастасия Никитина.
— Мы занимаемся материалами для быстрых реакторов со свинцовым и натриевым теплоносителями. До 2030 года планируется пуск свинцового экспериментального реактора БРЕСТ-300, после чего на основе проведенных исследований будет построен коммерческий реактор четвертого поколения БР-1200. Второй планируемый к постройке реактор четвертого поколения — это натриевый БН-1200. От своих предшественников они отличаются более высокими температурными и радиационными параметрами, повышенной экологической безопасностью и эксплуатационной эффективностью. Следовательно, необходимы материалы, которые смогут обеспечить требуемые характеристики.
Сердце реактора — это активная зона, в которой размещаются ТВС с тепловыделяющими элементами (твэлами). Что использовать в качестве материала для оболочек твэлов? В современных натриевых реакторах используются аустенитные стали (ЧС-68, ЭК-164). Однако аустенитные стали по своей природе имеют склонность к радиационному распуханию, и при приближении к повреждающим дозам 110–120 сна их безопасная эксплуатация существенно снижена. Среди преимуществ этих сталей отметим их высокую жаропрочность. Обратная ситуация со сталями ферритно-мартенситного класса. Они не распухают, не испытывают значительного формоизменения, но обладают недостаточной жаропрочностью при температурах свыше 650 °С.
Для реакторов БР-1200 и БН-1200 конструкторы задают требования для промышленной эксплуатации активной зоны реактора, предполагающей температуру свыше 700 °C, максимально повреждающую радиационную дозу до 210 сна, что требует реализации максимальных ресурсов при эксплуатации твэла. Например, в БН-600 твэлы работают 4 года, тогда как ресурс твэла БР-1200 запланирован на срок свыше 10 лет. На сегодняшний день ни один из существующих конструкционных материалов такие дозовые, ресурсные нагрузки не выдерживает.
Такие высокие характеристики заложены конструкторами для достижения наиболее высокой экономической эффективности реакторов четвертого поколения. Исходя из этих требований возник проект разработки кандидатных материалов для оболочек твэлов. Изначально в нем было несколько наименований. Во-первых, усовершенствованные ферритно-мартенситные стали. Но даже после усовершенствования химического состава и технологии переработки температура их эксплуатации ограничена 670 °C. Аустенитные стали распухают, поэтому не рассматриваются для указанных параметров. Затем основными кандидатными материалами стали ванадий и дисперсно-упрочненные оксидами стали. Сначала активно исследовали ванадий. Но у него есть два существенных недостатка, которые, на мой взгляд, не позволяют его использовать для реакторов четвертого поколения. Первый недостаток — низкая коррозионная стойкость. Ванадий вытягивает из теплоносителей все газовые примеси и затем разрушается. Мы ставили экспериментальные твэлы с ванадиевыми оболочками в исследовательский реактор БОР-60, и они не выдержали долгого облучения. Второй ключевой недостаток заключается в том, что запасы ванадия на земле невелики, и, как следствие, он очень дорогой. Ванадий жаропрочный, технологичный, но его обязательно надо чем-то защищать. Как вариант ранее предлагалась технология триплекс, то есть труба из стали, труба из ванадия и сверху снова труба из стали. Такой композит имеет много технологических сложностей.
В итоге работы по ванадию прекратили, и на сегодняшний день остается один адекватный кандидатный материал — дисперсно-упрочненные оксидами стали, которыми мы занимаемся уже более 10 лет. В ферритно-мартенситную сталь добавляются оксиды иттрия, речь идет о дисперсных наночастицах размером несколько нанометров, за счет чего мы получаем многократное повышение длительной прочности (жаропрочности) ферритно-мартенситных сталей. Таким образом, сохраняются свойства нераспухающего материала, который может работать до температуры 750 °C.
Во ВНИИНМ есть лабораторные технологии по производству этих сталей. Это порошковая технология. В чем ее суть? Мы берем матричную сталь, которая обеспечивает механические характеристики и радиационную стойкость, и распыляем ее в дисперсный порошок. Затем этот порошок засыпаем в вибрационную мельницу, добавляем нанопорошок оксида иттрия, проводим механическое легирование. В результате полученный сплав вбирает в себя все преимущества матричной стали.
На мой взгляд, сегодня дисперсно-упрочненные оксидами стали — это единственное перспективное направление по созданию материалов для натриевых и свинцовых реакторов четвертого поколения. Это работа на перспективу. Мы оптимизировали работу механического легирования, можем делать качественные трубы, но чтобы этот материал обосновать, нужно сделать полномасштабные твэлы. На базе имеющегося во ВНИИНМ оборудования мы не можем сделать достаточное количество труб. Поэтому было принято решение по созданию во ВНИИНМ опытно-промышленного участка по производству труб для твэлов из новой стали. Сегодня идет стадия проектирования. Планируется закупка оборудования для распыления порошков и механического легирования. Мы планируем ввести в эксплуатацию этот участок в 2027 году с производительностью 1 км труб в год.
За рубежом проводятся аналогичные исследования по разработке дисперсно-упрочненных оксидами сталей. В частности, в Китае, в Корее также делается ставка на разработку и применение дисперсно-упрочненных сталей. Но в других странах нет самого главного — быстрых реакторов, на которых они могут протестировать материалы для оболочек твэлов. По факту сегодня Россия — единственная страна, где есть работающие быстрые реакторы: экспериментальный — БОР-60, два промышленных — БН-600 и БН-800. Поэтому мы имеем все возможности получить уникальные данные по качеству материалов, по радиационной стойкости и другим характеристикам.
ВНИИНМ — единственный институт, который имеет рабочую технологию на лабораторном уровне, которая продемонстрировала высокий уровень механических и других характеристик, предъявляемых к материалам для реакторов четвертого поколения. Наша технология годится не только для быстрых реакторов с натриевым и свинцовым теплоносителем, но и для реактора ВВЭР-СКД четвертого поколения (реактор со сверхкритическим давлением). Там тоже можно использовать дисперсно-упрочненные стали на базе «железо — хром — алюминий». Мы можем менять матричную сталь под тип теплоносителя, сохраняя такие характеристики, как высокая коррозионная стойкость в воде, жаропрочность и нераспухание.
Эти разработки ведутся с 2006 года, но сейчас потребность в них стала действительно актуальной: на сегодняшний день понятно, что кроме наших ДУО-сталей для полномасштабной эксплуатации свинцовых и натриевых теплоносителей альтернативы нет. Сегодня проводятся НИОКР и обоснования с использованием лабораторной технологии. В этом году мы должны сделать экспериментальные трубы на базе стали «железо — хром — алюминий» по усовершенствованной технологии. В следующем году планируем изготовить из нее твэлы и поставить на облучение в БОР-60 и в 2027 году получить послереакторные данные. Полномасштабные топливные сборки со СНУП-топливом планируется поставить в БН-600 в 2030 году.
Главная идея — сделать из БН коммерческий реактор, обеспечить его высокую экономическую эффективность с использованием в качестве топлива элементов ОЯТ реакторов ВВЭР, то есть реализовать ЗЯТЦ и при этом обеспечить коммерческую окупаемость и развить научную составляющую реакторов на быстрых нейтронах. Реакторы четвертого поколения должны обеспечить решение четырех задач: это стабильное производство электроэнергии с минимальным количеством отходов; преимущество в стоимости производимой энергии; исключение возможности запроектных аварий, то есть исключительная безопасность; гарантии соблюдения режима нераспространения. Создание новых материалов — важный шаг на пути к решению этих задач.
Перспективы
Для БРЕСТа и БН-1200 будет разный матричный материал. Для БРЕСТа сегодня основной конструкционный материал — это сталь ЭП-823. Но у нее много проблем с жаропрочностью и коррозионной стойкостью. Мы предлагаем новые составы — стали, которые гарантированно обеспечивают коррозионную стойкость. Чтобы поднять жаропрочность стали ЭП-823, в нее вводим дисперсно-упрочняющие оксидные частицы.
Для натриевого теплоносителя рекомендуется дисперсно-упрочненная оксидами сталь, но с другой матрицей — ферритно-мартенситной сталью ЭП-450, которая на сегодняшний день используется в качестве чехлов ТВС в БН-600 и БН-800, но она недостаточно жаропрочная. Ее используют как матрицу и формируют на ее основе дисперсно-упрочненную модификацию, то есть мы упрочняем и многократно улучшаем жаропрочные и другие характеристики путем добавления оксида иттрия. Это обеспечит возможность работы при более высоких температурах, повысит радиационную стойкость и увеличит срок топливной кампании для реакторов четвертого поколения. ДУО-сталь ЭП-450 мы предлагаем как кандидатный материал для следующего поколения быстрых реакторов с натриевым теплоносителем.
Карбид кремния
Создание керамических оболочек для твэлов — одно из направлений в разработке толерантного топлива, более устойчивого к авариям, которое в перспективе может обеспечить еще большую безопасность эксплуатации АЭС. Материал, из которого планируется изготавливать оболочки, — карбид кремния. Об уникальности и преимуществах этого материала рассказал главный эксперт АО «ВНИИНМ» Федор Макаров.
— Во ВНИИНМ разрабатывается толерантное топливо, включающее различные типы оболочек для твэлов, в частности циркониевые оболочки, покрытые хромом для повышения коррозионной стойкости, и оболочки на основе стали 42ХНМ. Я занимаюсь третьим направлением — оболочками на основе композиционных материалов, а именно карбида кремния (SiC). Данная технология по своим свойствам хорошо подходит для атомной энергетики из-за таких характеристик, как низкое сечение захвата тепловых нейтронов (ниже, чем у циркония), высокие теплопроводность, термостойкость и радиационная стойкость, низкая активируемость, высокая коррозионная стойкость в паре. Тем не менее технологии работы с композиционными материалами у нас развиты хуже, чем с металлами. В России не производятся коммерческие волокна из карбида кремния требуемого для нас качества: всего две-три организации занимаются разработкой SiC-волокна, в том числе АО «Композит» и АО «ГНИИХТЭОС», с которыми мы и сотрудничаем. Созданы опытные образцы определенной длины и состава, но у них имеются недостатки. В частности, химический состав немного не дотягивает до общемировых показателей. Совместно с этими организациями мы работаем над улучшением состава и масштабированием данного направления.
Композиты на основе карбида кремния сейчас активно исследуются на предмет их коррозионной стойкости в условиях работы в реакторе ВВЭР с температурой 360–380 °C под давлением. Также проводятся высокотемпературные испытания до 1200 °C в паре, имитирующие условия проектной аварии. Это микроструктурные исследования, позволяющие лучше изучить свойства композита. Мы провели облучение наших образцов в исследовательском реакторе БОР-60 в АО «ГНЦ НИИАР», где получили первые данные, показывающие, что наши материалы ведут себя достаточно хорошо под облучением и не теряют своих характеристик. Сейчас наша задача — создание герметичной оболочки, позволяющей получить низкое натекание по гелию.
В следующем году мы должны продемонстрировать, что наши оболочки соответствуют всем требованиям по герметичности и прочности. В АО «ВНИИНМ» проводятся работы по моделированию поведения оболочек из карбида кремния в реакторах ВВЭР-1000 и ВВЭР-1200. Мы постоянно получаем новые данные, проводим уточнение характеристик и пополняем созданными нами данными базы данных по этому материалу. После проведения каждого исследования мы понимаем, что именно нужно улучшить в материале, думаем, как это сделать, и составляем дорожные карты на следующие этапы работы. Следующий этап — испытания оболочек твэлов из SiC уже в действующих реакторах на тепловых нейтронах.
Оболочки из SiC обеспечивают одно из главных требований, предъявляемых к реакторам четвертого поколения, — высокую безопасность. Твэлы с такими оболочками могут использоваться как в уже действующих реакторах типа ВВЭР, так и в активных зонах новых реакторов четвертого поколения. Оболочки из карбида кремния — это будущее атомной энергетики.
Перспективы
Данные, которые мы получим в результате исследования материала на основе карбида кремния, войдут в основу проектирования тепловыделяющих сборок для реакторов четвертого поколения. В частности, будет понятно, можно ли продолжать использовать существующую конструкцию активной зоны реакторов или придется разрабатывать новую. Сечение захвата тепловых нейтронов в твэлах из карбида кремния ниже, чем у действующих сегодня твэлов из циркониевых сплавов. Это улучшает нейтронно-физические характеристики реактора и позволяет более эффективно использовать топливо, что соответствует требованиям, предъявляемым к реакторам четвертого поколения, — высокой экономической эффективности. Для топлива в этих оболочках, возможно, будет достаточно более низкого обогащения, но этот вопрос требует проведения отдельных исследований, которые покажут, насколько может повыситься степень выгорания топлива в твэлах с оболочками из карбида кремния.
Основное преимущество оболочки из SiC — это высокая безопасность эксплуатации атомных электростанций. В частности, они делают невозможными аварии, подобные той, что была на АЭС «Фукусима». Какая проблема у циркониевых оболочек? При высоких температурах в случае возникновения нештатной ситуации или аварии цирконий нагревается и начинает разлагать воду с образованием водорода, который взрывоопасен. Кинетика при взаимодействии с водой карбида кремния очень низкая, и процессы, которые происходят с цирконием, физически невозможны.
Малоактивируемые сплавы ванадия для энергетических термоядерных и быстрых ядерных реакторов
Энергетические термоядерные (ТЯР) и быстрые ядерные реакторы (БР) являются важной частью мировой ядерной энергетики, делая ее практически возобновляемым источником энергии. Конструкционные материалы (КМ) определяют работоспособность энергетических реакторов (режимы и длительности топливных кампаний, экономическую эффективность). Перспективными КМ являются малоактивируемые сплавы ванадия. Мировая координация работ по разработке и применению малоактивируемых сплавов ванадия для ТЯР осуществляется специальной рабочей группой Международного энергетического агентства (МЭА). О малоактивируемых сплавах ванадия для ядерного применения рассказал Вячеслав Чернов — главный научный сотрудник АО «ВНИИНМ», сопредседатель рабочей группы по разработке малоактивируемых сплавов ванадия для ТЯР МЭА (сопредседатели — представители США и России).
— Малоактивируемые КМ (МАКМ) безальтернативны для ТЯР и перспективны для быстрых реакторов нового поколения (БР-4) с реализацией полного замкнутого ядерного топливного цикла (рефабрикация облученных топливных и конструкционных материалов за исторически короткое время после облучения). В значительной мере проблемы выбора и создания МАКМ определены. МАКМ являются продуктом высоких металлургических технологий. Такие сплавы должны иметь минимальные технологические концентрации сильно и длительно активируемых элементов (N, Nb, Mo, Ni, Co, Cu, Al). Создаваемые МАКМ по своим физико-механическим свойствам не должны уступать созданным обычным КМ (сильно и длительно радиоактивным сталям и сплавам с захоронением после облучения на тысячелетия) и должны существенно превосходить их по ядерно-физическим свойствам (меньшее поглощение нейтронов, меньшая и быстро спадающая радиоактивность, рефабрикация после облучения для повторного использования за время менее 100 лет).
Требованиям действующих БР-3 (БН-600, БН-800) и планируемых демонстрационных ТЯР (ДЕМО-ТЯР) с длительностями топливных кампаний до трех лет и радиационными повреждаемостями КМ до 100 сна удовлетворяют созданные МАКМ-3 (ферритно-мартенситные хромистые стали, сплав ванадия V-4Ti-4Cr).
Для создаваемых БР-4 (БРЕСТ-300, БН-1200, БР-1200) и ТЯР определены более высокие требования (относительно БР-3 и ДЕМО-ТЯР). Эти требования включают длительности топливных кампаний 5+ лет, радиационные повреждаемости КМ 200+ сна, повышение экономической эффективности (более эффективное использование топлива, более широкие температурные интервалы эксплуатации), уменьшение уровня радиационного воздействия на окружающую среду, минимизацию количества РАО и объемов работ, связанных с долгосрочным обращением с РАО, исключение необходимости глубинного геологического захоронения радиоактивных материалов, меньшие затраты природных ресурсов, технологическое усиление принципа нераспространения. Обеспечить такие требования можно только МАКМ нового поколения (МАКМ-4). Удовлетворить таким требованиям всеми видами аустенитных и ферритно-мартенситных сталей, включая их ДУО-модификации, проблематично. Необходима разработка МАКМ-4 на основе тугоплавких металлов (перспективны многокомпонентные сплавы ванадия). Определяющее значение имеют хладноломкость и жаропрочность создаваемых КМ, определяющие длительности топливных кампаний и температурные интервалы эксплуатации реакторов.
Обоснованно перспективными МАКМ-4 для БР-4 и ТЯР являются жаропрочные и с уменьшенной (практически подавленной) хладноломкостью наноструктурированные многокомпонентные сплавы ванадия системы V-Cr-W-Ta-Zr-С-О с оптимизированной концентрацией композиционных составов (легирующих элементов, O, C, N). Мировой конкурентоспособный уровень работ по созданию таких сплавов ванадия имеет Россия (АО «ВНИИНМ», промышленность). Такие сплавы обоснованно безальтернативны и перспективны для крупномасштабной ядерной и термоядерной энергетики с реализацией полного замкнутого ядерного топливного цикла, конкурентоспособной экономической эффективностью, существенным уменьшением радиационного влияния на окружающую среду и другими требованиями. Задача по созданию малоактивируемых сплавов ванадия нового поколения для ТЯР и БР-4 является обоснованной и развивающейся мировой перспективой. Такой прогресс неизбежен.
Перспективы
Наиболее трудной задачей является повышение жаропрочности КМ. Жаропрочность КМ определяется свойствами матричного металла (тугоплавкость) и твердорастворными концентрациями матричного элемента и легирующих элементов. Свойства КМ при низких и высоких температурах определяются и контролируются различными механизмами. Факторы прочности КМ при низких температурах могут быть факторами их разупрочнения при высоких температурах. К определяющему фактору «композиционный состав — жаропрочность» в условиях реакторного облучения добавляется фактор «равновесие (состояние) микроструктуры — жаропрочность». Состояния (уровни равновесности) структуры и свойства КМ в условиях «до/после» (квазиравновесные состояния) и «в процессе» (динамические состояния) облучения существенно различны. Сохранение (удержание от распадов) твердорастворных состояний КМ-4 является определяющей материаловедческой задачей. Важной задачей является необходимость повышения температуры рекристаллизации создаваемых КМ.
