На главную

Статьи, публикации, архив номеров  

«     2018     2017  |   2016  |   2015  |   2014  |   2013  |   2012  |   2011  |   2010  |   2009  |   2008  |   »
«     Январь  |   Февраль  |   Март  |   Апрель  |   Май  |   Июнь  |   Июль  |   Август  |   Сентябрь  |   Октябрь  |   Ноябрь  |   Декабрь     »

Наука для практики

01.07.2015 Перспективы использования микротвэлов в атомной энергетике

 

Перспективы использования микротвэлов в атомной энергетике

 

Одной из самых важных проблем современной атомной энергетики является обеспечение эксплуатационной безопасности действующих и проектных АЭС. Ядерная авария, которая случилась на энергоблоках АЭС «Фукусима», наглядно подтверждает это. Данная катастрофа имела негативное влияние не только на экономический потенциал самой Японии – одной из самых передовых стран, но также и на тесно взаимосвязанные с ней экономики других стран. Неоспорима значимость проблемы обеспечения эксплуатационной безопасности действующих и проектируемых АЭС, которая тесно связана с функционированием и развитием всего ядерного энергокомплекса, так же как и ключевая роль атомной энергетики в энергообеспечении человечества [1].

Причиной уязвимости АЭС с реакторными установками типа ВВЭР, которые используются в Украине, является применение урановых стержней с оболочкой из сплава циркония.

 

В Институте газа НАН Украины ведутся исследования по нанесению пироуглеродных покрытий на модель микротвэла (кварцевый песок). Полученные результаты позволяют получать покрытия с содержанием пироуглерода от 2 до 97 % мас.

Применение микротвэлов в атомной энергетике является одним из перспективных способов для повышения безопасности и эффективности работы ядерных реакторных установок. Пироуглерод обладает свойством сдерживать продукты деления, имеет радиационную и коррозийную стойкость. Именно поэтому данный материал является одним из важнейших материалов, используемых для изготовления микротвэлов.

В статье определены преимущества и мотивация, а также перспектива применения микротвэлов в атомной энергетике. Наибольшую перспективу представляет собою использование микротвэлов в ядерных реакторных установках IV поколения.

 

The research on pyrocarbon coating on the model of fuel particles (quartz sand) is being held by the Gas Institute of NAS of Ukraine. The results permit to obtain coatings with pyrocarbon content from 2 to 97 % by weight.

Application of coated fuel particles (microfuel) in nuclear energy is one of the perspective ways to improve the safety and efficiency of nuclear power plants. Pyrocarbon has the property to hold fission products, has a radiation and corrosion resistance. Therefore, this material is one of the important ones which is used for manufacturing microfuel. The article identifies the advantages and motivation, as well as the prospect of application microfuel in nuclear power. The biggest prospect is the usage of microfuel in the nuclear reactor of Generation IV.

 

Данный сплав очень хорош для баланса нейтронов в реакторе, но в аварийных режимах при высокой температуре он теряет прочность и продукты деления выходят из активной зоны. По этой причине на АЭС предусмотрены многочисленное резервирование систем охлаждения и железобетонная защитная оболочка. По большому счету, у атомной энергетики при использовании современных технических решений нет надежного будущего [2].

В «дофукусимский» период основное внимание специалистов уделялось моделированию и анализу процессов горения (детонации) водорода в контейнменте корпусных реакторов типов PWR, ВВЭР. Фактически полагалось, что в реакторах обеспечена достаточная вентиляция по удалению парогазовой среды (даже при исходных аварийных событиях с «плотным» реакторным контуром), а вероятность возникновения паровых взрывов в реакторе или контейнменте крайне незначительна [3]. В качестве условий (критериев) возникновения водородного взрыва использовалась известная диаграмма Шапиро – Монффетти в координатах объемной концентрации «водород – воздух – пар»; критические концентрации водорода – более 4 % [4, 5].

В реакторе мощностью 100 МВт ежедневно расщепляется около 100 г тяжелых атомов и, следовательно, столько же образуется продуктов деления. В течение года работы такого реактора образуется около 160 МКи радиоактивных веществ, в том числе около 20 МКи изотопа йода, 12 МКи инертных газов и 0,2 МКи стронция-90. При штатной работе реакторов в них образуется 20 % газообразных и летучих веществ. При нормальных условиях защиты в атмосферу попадает незначительный процент этих веществ. Однако их утечки все же имеют место. Например, следует считать, что от 0,1 до 1 % вырабатываемого в реакторе радиоактивного Y (иттрия) все же попадает в атмосферу. В еще большей степени это относится к 41Ar и другим инертным газам. Эти выбросы обычно происходят через трубы [6].

Одним из перспективных технических решений для увеличения безопасности АЭС является использование реакторных установок с микротвэлами (МТ). МТ – это топливная микросфера из делящегося под нейтронным облучением материала (диоксид урана, плутония, тория и др.) со слоями защитных покрытий, например из пироуглерода различной плотности и структурного состояния, карбидов кремния и циркония, нитрида титана и др. [7].

Защитные покрытия на МТ ядерного реактора выполняют многоцелевые функции, основная из которых – удержание продуктов деления внутри частицы. Поэтому даже в случае разрушения корпуса реактора МТ, разлетевшись по территории АЭС, не выпустят радиоактивные частицы в атмосферу. МТ можно будет собрать при помощи специальных механических устройств [8].

Согласно [9] основные преимущества, которые обеспечивает использование шаровых МТ с водяным теплоносителем, следующие:

• технологичность и коммерческая доступность;

• наличие большой удельной поверхности теплоотдачи (~30 см2/см3 при диаметре ~1 мм), которая значительно выше, чем в действующих исследовательских реакторах;

• достаточно высокая ураноемкость, которая сильно зависит от толщины оболочки твэла. При диаметре 1 мм и толщине покрытий 0,1 мм объемная доля топлива составляет 50 %;

• возможно достижение глубины выгорания топлива более 10 % т.а.;

• высокая коррозионная стойкость в воде и водяном паре;

• МТ могут работать при температуре до 1 400 °C и кратковременно до 1 600 °C;

• не наблюдается резкого возрастания утечки продуктов деления в теплоноситель при нарушении целостности оболочек отдельных МТ;

• допускается работа при циклическом изменении мощности;

• исключается проблема кризиса теплоотдачи;

• загрузку и выгрузку МТ можно проводить с помощью гидротранспорта;

• при использовании режима непрерывной перегрузки в активной зоне можно работать при малой массе урана-235 и продуктов деления, что упрощает решение проблемы ядерной безопасности и управления исследовательским реактором.

Вследствие большой удельной поверхности теплообмена (в два с лишним раза большей по сравнению с традиционным таблетным топливом в оболочке из циркониевого сплава) обеспечиваются малое время теплового опоздания (t ≈ 0,03 с), быстрый нагрев и испарение теплоносителя в аварийных режимах, которое позволяет быстро поглощать приподнятую радиоактивность. Поскольку температура МТ близка к температуре теплоносителя, потери тепловой энергии в активной зоне существенно меньше, что также смягчает протекание аварийных режимов. Экономическая эффективность обеспечивается в основном за счет увеличения глубины выгорания, времени эксплуатации топлива и увеличения срока самих топливных кампаний.

В [10] мотивацией для применения МТ в реакторах современных АЭС являются:

• радикальное повышение радиационной безопасности современных АЭС до детерминистского уровня, исключающего существенный выход продуктов деления в любых тяжелых авариях, включая разрушение корпуса реактора, падение тяжелого самолета, диверсии, преднамеренные действия враждебного персонала и другие непроектные сценарии тяжелых аварий. Это важно и необходимо для широкомасштабного развития атомной энергетики, так как тяжелые аварии имеют свойство происходить по непроектным сценариям;

• возможность применения тепловыделяющих сборок с МТ во всех работающих реакторах типа ВВЭР и РБМК без изменения их конструкции с постепенной заменой сборок традиционной конструкции;

• значительное улучшение технико-экономических характеристик АЭС за счет снижения стоимости топливного цикла;

• радикальное улучшение технико-экономических характеристик для новых АЭС за счет снижения капитальных затрат и непрерывной перегрузки топлива;

• снятие ограничений со стороны активной зоны при работе АЭС в полупиковом и даже в пиковом режиме.

Наилучшим покрытием для твэлов высокотемпературных реакторов, как показывают результаты облучения, является изотропный пироуглерод. Во всех МТ в качестве первого слоя, располагаемого непосредственно на топливном сердечнике, предусмотрен буферный слой. Этот слой вследствие низкой плотности как бы впитывает в себя продукты деления, предотвращая тем самым разрушение наружных слоев покрытия. Он же компенсирует и объемные изменения топливного сердечника, возникающие за счет выделения газообразных или твердых продуктов деления. Наконец, этот внутренний слой служит для передачи усилий между наружным слоем покрытия и топливом.

Наружные слои покрытия, имеющие по возможности максимальную плотность, играют роль миниатюрного корпуса давления и диффузионного барьера. Слои пироуглерода обладают большой герметичностью по отношению к таким газообразным продуктам деления, как ксенон и криптон [11]. Сплав циркония также можно заменить нержавеющей сталью, температура фазового разрушения которой выше на 450–500 °С.

Исследования, которые проводились и ведутся в России (РНЦ «КИ», ВНИИАМ, НПО «Луч», ОКБ «Гидропресс»), Франции (Framatome, Комиссариат по атомной энергии Франции), США (Национальная лаборатория PPNL) и Японии (Hitachi), показывают, что МТ позволят в несколько раз повысить безопасность и ресурс работы атомных реакторов. В Украине исследования с использованием МТ для реакторов малой мощности проводились в Харьковском физико-техническом институте под руководством академика В. Ф. Зеленского [12, 13]. В Республике Беларусь проводились исследования гидравлики и теплообмена в тепловыделяющих сборках ядерных реакторов насыпного типа с МТ [14], а также разработка исследовательских реакторов с шариковыми МТ [9].

Эксперты ГП НАЭК «Энергоатом» считают, что без существенной модернизации системы управления реактором и конструктивных изменений на данный момент невозможно применение МТ на реакторных установках ВВЭР ІІ–ІІІ поколения, но применение МТ имеет перспективу в реакторах IV поколения.

Институт газа НАН Украины проводит исследования по получению пироуглеродных покрытий для разных целей, в том числе и для покрытий микротвэлов. В результате проведенных исследований по нанесению покрытий на модель МТ (кварцевый песок) наработаны партии пирокапсулированного материала с содержанием пироуглерода от 6 до 97 % мас. [15, 16, 17]. На рис. 1 приведены внешний вид и структура пироуглеродного покрытия на модели МТ, содержание пироуглерода – 33 % мас.

 

 

На рис. 2 приведено сравнение микрошлифа частичек МТ и образцов, полученных в результате исследований.

 

 

Таким образом, анализ литературных данных, консультации с ГП НАЭК «Энергоатом» и результаты исследований открывают перспективу использования МТ в реакторных установках IV поколения. Институт газа НАН Украины продолжает свои исследования в данном направлении, однако необходимо тесное сотрудничество с учреждениями, работающими в сфере разработки ядерных реакторов и топливных циклов.

 

Константин СЕМЕЙКО,
кандидат технических наук, Институт газа НАН Украины (г. Киев)

 

(Статья поступила в редакцию 09.07.2015 г.)

 

Литература

 

1. Теплофизика аварий ядерных реакторов: монография / А. А. Ключников, И. Г. Шараевский, Н. М. Фиалко, Л. Б. Зимин, Е. И. Шараевская. – Чернобыль (Киев. обл.): Институт проблем безопасности АЭС НАН Украины, 2012. – 528 с. – (Теплофизика атомных электростанций).

2. Гришанин Е. И. Антитеррористическое топливо для АЭС // Атомная стратегия. – 2007. – № 29.

3. Скалозубов В. И., Козлов И. Л., Гудима А. А. Моделирование условий возникновения парогазовых взрывов при тяжелых авариях на АЭС с ВВЭР // Ядерна та радіаційна безпека. – 2015. – № 1.

4. Скалозубов В. И., Ключников А. А., Колыханов В. Н. Основы управления запроектными авариями с потерей теплоносителя на АЭС с ВВЭР. – Чернобыль (Киев. обл.): Институт проблем безопасности АЭС НАН Украины, 2010. – 400 с.

5. Support provided by the SARNET in the Framework Programs of Research of the European Commission // Academic press is an imprint of Elsevir. – 2012.

6. Максимов М. Т., Оджагов Г. О. Радиоактивные загрязнения и их измерение: Учеб. пособие. – М: Энергоатомиздат. – 1986. – 224 с.

7. Беденинг Д. Газоохлаждаемые высокотемпературные реакторы: Пер. с нем. – М.: Атомиздат. – 1975. – 224 с.

8. Пономарев-Степной Н. А., Гришанин Е. И., Кухаркин Н. А. Микротвэлами против ядерных катастроф и терроризма // Промышленные ведомости. – 2001. – № 4.

9. Концепция исследовательских реакторов с шариковыми микротвелами / П. И. Ананич, В. Т. Казазян, В. И. Кувшинов, С. Н. Сикорин, А. П. Ахрамович, В. П. Колос, А. А. Михалевич / Международная научно-техническая конференция «Исследовательские реакторы в XXI веке», 20–23 июня 2006 г. – Москва, НИКИЭТ. – http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCollectionStore/_Public/43/050/43050886.pdf.

10. ВВЭР с микротвэлами / Отчет ВНИИАМ № 27.6111. Д. М. – 2003. – 57 с.

11. Дмитриев С. М. Атомные газотурбинные установки: Учеб. пособие. – Изд. 2-е, испр. – Нижний Новгород: Нижненовгородский государственный технический университет им. Р. В. Алексеева, 2012. – 144 с.

12. Гурин В. А., Зеленский В. Ф. Газофазные методы получения углеродных и углерод-углеродных материалов // Вопросы атомной науки и техники. – Вып. 4 (70). – Харьков, 1998. – (Физика радиационных повреждений и радиационное материаловедение).

13. Зеленский В. Ф., Гурин В. А., Неклюдов И. М., Конотоп Ю. Ф., Одейчук Н. П., Черный Б. П., Зейдлиц М. П. Материаловедческие аспекты создания тепловыделяющего блока на основе микротвэлов ВТГР для корпусного водо-водяного реактора // Вопросы атомной науки и техники. – Вып. 4 (70). – Харьков, 1998. – (Физика радиационных повреждений и радиационное материаловедение).

14. Сорокин В. В. Гидравлика и теплообмен шаровых засыпок в условиях активной зоны водо-водяных ядерных реакторов с микротвэлами. – Минск: Беларуская навука, 2010. – 192 с.

15. Семейко К. Микроплазменная технология получения капсулированного пироуглеродом кварцевого песка пиролизом метана // Энергетика и ТЭК. – 2013. – № 10.

16. Богомолов В. А., Кожан А. П., Бондаренко Б. И., Ховавко А. И., Семейко К. В. Капсулирование кварцевого песка пироуглеродом в электротермическом псевдоожиженном слое // Энерготехнологии и ресурсосбережение. – 2013. – № 5.

17. Семейко К. В. Использование электротермического псевдоожиженного слоя в качестве внешнего нагревательного элемента реактора // Энерготехнологии и ресурсосбережение. – 2015. – № 1.

18. Уайэтт Л. М. Материалы ядерных энергетических установок. – М: Атомиздат. – 1979. – 256 с.

 

Контакты

Беларусь: 220121, г. Минск
а/я 72
Тел.: +375 (17) 385-94-44,
385-96-66

Факс: +375 (17) 392-33-33
Gsm: +375 (29) 385-96-66 (Vel)

Е-mail: energopress@energetika.by
E-mail отдела рекламы:
reklama@energetika.by

© ОДО Энергопресс, 2003—2009. Все права защищены.
Мониторинг состояния сайта
Создание сайта Атлант Телеком