1 марта 2011

Сплавы и стали для российского топлива

В ноябре прошлого года на территории ВНИИНМ им. Бочвара прошла представительная научно-техническая конференция по теме "Ядерное топливо нового поколения для АЭС", организованная ТК ТВЭЛ. Особое внимание участники уделили проблематике конструкционных материалов для твэлов и ТВС.

Материалы для топлива ВВЭР

ВНИИНМ представил на конференции обзорный доклад "Материалы для твэлов и ТВС" (автор - В.В.Новиков). В этой работе рассказывается о том, что сделано и будет делаться для топлива ВВЭР.

В российском топливе для ВВЭР-1000 используются три основных циркониевых сплава - Э635, Э110 и Э125. Область их применения различна.

Из сплава Э635 выполняются направляющие каналы и центральные трубы ТВСА и ТВС-2, а также уголки жёсткости ТВСА. Сплав Э110 нужен для дистанционирующих решёток и оболочек и заглушек твэлов. Сплав Э125 используется при изготовлении чехлов блока №5 Нововоронежской АЭС с реактором ВВЭР-1000.

С целью повышения надёжности эксплуатации твэлов водоохлаждаемых реакторов были определены направления модернизации и предложены новые модификации сплавов. Они получили названия Э110М и Э635М. Для их обоснования и внедрения потребуется комплекс НИОКР, который будет выполнен в рамках программы "Обеспечение конкурентоспособными циркониевыми материалами развивающейся атомной отрасли России".

Основное направление модернизации сплава Э110 - увеличение содержания в нём кислорода и железа. В 2006 году ТУ на сплав было откорректировано в сторону повышения O и Fe. Это важно, так как результаты реакторных испытаний показывают - например, радиационный рост для Э-110 существенно снижается с увеличением добавок железа.

На рисунке ниже схематично показаны тенденции в развитии сплава Э110. Жёлтая область соответствует сплавам, выпускавшимся до пересмотра ТУ, зелёная - оптимизированному сплаву Э110опт, а фиолетовая - новому сплаву Э110М. Для сравнения, синим цветом показана область, в которой работает французский сплав M5.

Тенденции в развитии сплава Э110

У сплавов Э635 свои направления развития. Здесь ожидается оптимизация отношения Nb/Fe и снижение содержания олова. Это позволит повысить сопротивление равномерной коррозии.

В докладе ВНИИНМ приводится схематичная диаграмма тенденций развития Э635, на которой также отмечены позиции, занимаемые "Westinghouse" - точка "Д" в верху диаграммы соответствует патенту на сплавы типа ZIRLO.

Тенденции в развитии сплава Э365.
Циркониевый угол диаграммы Zr-Nb-Fe для сплавов типа Э365.

Практическое внедрение новых российских сплавов проходит через несколько основных этапов. В них входят облучательные программы на исследовательских реакторах "Халден" и МИР. На 2011 год запланирована установка на ОПЭ трёх ТВС-2М с опытными твэлами на блоке №4 Балаковской АЭС.

Что даст российскому топливу внедрение новых конструкционных материалов? В докладе перечисляются основные показатели достижений - улучшенное сопротивление коррозии, низкое содержание водорода, повышенное сопротивление фреттинг-износу и ползучести, низкий радиационный рост, обеспечение жёсткости ТВС, стабильность структуры под облучением, улучшенное сопротивление PCI и DHC, а также улучшенное поведение в проектных авариях.

Для полноты картины, авторы доклада перечислили основные перспективные сплавы, над которыми работают зарубежные компании.

У компании "Westinghouse" можно выделить сплавы A1 и A5. Сплав A1 имеет состав Zr-1.0Nb-0.3Sn-0.5Fe-0.12Cu-0.18V. В нём, по сравнению со стандартным и низкооловным (Low Tin Zirlo) вариантами, существенно снижено содержание олова и сделаны добавки меди и ванадия. В состав сплава A5 (Zr-0.7Nb-0.3Sn-0.35Fe-0.25Cr) входит добавка хрома.

Группа AREVA изучает серию сплавов Qxx, таких как Q12, Q32 и Q42. Они различаются между собой содержанием железа (от 0.1Fe до 0.2Fe) и олова (от 0.3Sn до 0.5Sn). В японской промышленности рассматриваются сплавы J1, J2 и J3, в которых варьируется содержание ниобия от 1,6 до 2,5% и возможны добавки хрома.

Материалы для топлива БН

По топливу для российских быстрых натриевых реакторов перед специалистами ТК ТВЭЛ поставлена задача выйти на показатели 20% выгорания по тяжёлым атомам и вплоть до 200 с.н.а. Обзорный доклад на конференции также был представлен ВНИИНМ (автор - М.В.Леонтьева-Смирнова).

Для быстрых реакторов рассматриваются три основных направления - аустенитные стали, мартенситные стали и ДУО-стали. У них различные сферы применения, соответственно, для них решаются различные задачи.

В случае аустенитных сталей решаются проблемы распухания, радиационной ползучести, упрочнения и охрупчивания, интересен процесс физико-химического взаимодействия топлива с оболочкой.

У мартенситных сталей особое внимание уделено длительной прочности, низкотемпературному радиационному охрупчиванию (НТРО), физико-химическому взаимодействию топлива с оболочкой, а также коррозии в бассейне выдержки.

Среди проблем дисперсно-упрочнённых сталей, в первую очередь, следует выделить их промышленное освоение и расширение исследования радиационной стойкости при высокодозном облучении.

Аустенитные стали в БН используются для изготовления оболочек твэлов. Для реакторов БН-600 и БН-800 это сталь ЧС68. Новая разработка, которая может прийти ей на смену - сталь ЭК164.

Опытная эксплуатация ТВС с твэлами из оболочки из стали ЭК164 в реакторе БН-600 началась. В докладе приводится краткий вывод по послереакторным исследованиям сборки, набравшей 77 с.н.а в зоне малого обогащения.

Говорится, что формоизменение твэлов с оболочками ЭК164 в 1,5-2 раза меньше, чем у твэлов из стали ЧС68, при этом величина остаточной пластичности после облучения, определённая как на кольцевых, так и на трубчатых образцах, у стали ЭК164 выше. Для более полных выводов необходимо дождаться завершения программ испытаний в ЗСО и ЗБО БН-600.

Принципиальный момент и главный критерий выбора конструкционных материалов для оболочек твэлов БН - радиационное распухание. В докладе приводится график, позволяющий понять, где мы находимся на сегодняшний день по повреждающей дозе, воздействующей на конструктивные материалы при облучении быстрыми нейтронами.

Распухание аустенитных сталей в зависимости от повреждающей дозы

Ферритно-мартенситная сталь ЭП450 в быстрых натриевых реакторах рекомендована как штатный материал чехлов ТВС. Её радиационная стойкость подтверждена результатами испытаний оболочек твэлов в реакторе БОР-60, где было достигнуто выгорание до 30% по тяжёлым атомам.

Оптимистичная характеристика для ЭП450 - её низкое распухание. Это свойство всех мартенситных сталей. В докладе приводится экспериментальное значение, вплоть до которого сталь сохраняет свои геометрические параметры - это 162 с.н.а.

Проблемой ЭП450 считается её низкая жаропрочность, что обозначает предел по температурам использования оболочек из этой стали. По этой причине, в ТК ТВЭЛ ведутся работы по созданию жаропрочных 12% хромистых сталей.

В докладе названы две из них - стали ЭК181 и ЧС139. Достойный упоминания результат таков. Время до разрушения при температуре 700°С у твэльных труб из ЭК181 и ЧС139 оказалось в 1,5-2 раза большим, чем у труб из ЭП450.

Наконец, дисперсно-упрочнённые оксидами стали (ДУО-стали, или ODS). Их освоение продвинуло бы быстрые реакторы в недосягаемые на сегодняшний день области по повреждающим дозам и температурам. Главное на сегодняшний день, научиться их производить в промышленных масштабах, наряду с получением результатов по поведению этих сталей при высоких дозах облучения.

Аустенитные, ферритно-мартенситные и ДУО-стали

На следующем графике показаны этапы внедрения новых конструкционных материалов в реакторе БН-800 и в будущем реакторе БН-1200. Если всё получится, как задумано, то на ДУО-стали россияне смогут выйти к 2020 году.

Этапы внедрения новых конструкционных материалов в реакторах БН

Доклад останавливается на проблемных направлениях, требующих решения. На базе ВНИИНМ нужно создать участок порошковой металлургии, оснащённый современным оборудованием, по получению опытно-промышленных изделий из ДУО-сталей.

В облучательных устройствах в реакторах БН-600 и БН-800 необходимо организовать программу исследований радиационной стойкости конструкционных материалов. Более того, Россия нуждается в серии имитационных экспериментов по исследованию конструкционных материалов с точки зрения прогнозирования их поведения (в первую очередь, радиационного распухания) при повышенных дозах облучения.

Электронное издание AtomInfo.Ru благодарит за помощь при подготовке обзора дирекцию по связям с общественностью ОАО "ТВЭЛ".