Разработка новых видов топлива и конструкционных материалов для крупномасштабной ядерно-энергетической системы России


Презентация изнутри:

Слайд 0

1 1 Разработка новых видов топлива и конструкционных материалов для крупномасштабной ядерно-энергетической системы России Россия, Москва, 26-27.05.2010. В.М. Троянов, А.В. Ватулин, В.В. Новиков, И.А. Шкабура ОАО ВНИИНМ им. А.А. Бочвара


Слайд 1

2 2 ВВЕДЕНИЕ В докладе рассматриваются 3 вопроса, касающиеся разработки ядерного топлива для обеспечения ядерно-энергетической системы России: 1 - топливо для реакторов ВВЭР-1000 и ВВЭР-1200, 2 - концептуальные подходы к созданию производства смешанного топлива для реакторов на быстрых нейтронах, работающих в замкнутом топливном цикле, 3- разработка твэлов дисперсионного типа для плавучих энергоблоков (ПЭБ) и атомных станций малой мощности (АСММ).


Слайд 2

3 3 ВВЭР-1200 Основные параметры РУ ВВЭР-1200 и ядерного топлива Все изменения рабочих параметров топлива требуют своего обоснования!!!


Слайд 3

4 4 ВВЭР-1200 Топливные циклы АЭС-2006 – Заказчику на выбор!


Слайд 4

5 5 ВВЭР-1200 Конструкция тепловыделяющих элементов основывается на референсном опыте проектов ТВСА и ТВС-2


Слайд 5

6 6 ВВЭР-1200 Топливная композиция и оболочки В качестве выгорающего поглотителя используется окись гадолиния, интегрированная в топливную матрицу с массовой долей до 10%. Оболочки твэлов выполнены из оптимизированного сплава Э-110опт. Топливные таблетки имеют диаметр нар./внутр. 7.6/1.2 мм. Рассматривается в дальнейшем возможность использования таблеток 7.8 мм без отверстия с соответствующим изменением толщины оболочек 9.10х0.57мм.


Слайд 6

7 7 Развитие конструкции твэла ВВЭР-1000 Увеличение загрузки топлива за счет оптимизации размеров топливного сердечника и оболочки при сохранении внешнего размера оболочки.


Слайд 7

8 8 Эффект от использования «толстых» таблеток в ВВЭР-1000 – увеличение загрузки. Применение в настоящее время – блок №1 Калининской АЭС


Слайд 8

9 9 21-я топливная загрузка на 1-м блоке Калининской АЭС (2005-2006 год) 30 ТВСА - 7,57/1,4 10 ТВСА - 7,60/1,2 1 ТВСА - 7,60/1,2 + 18 твэлов 7,6/0,0 1 ТВСА - 7,60/1,2 +18 твэлов 7,8/0,0 - твэлы 7,8/0,0 или 7,6/0,0 (4,4 %) - твэлы 7,6/1,2 (4,4 %) - твэлы 7,6/1,2 (4,95 %)


Слайд 9

10 10 Картограмма размещения ТВС в 22-й топливной загрузке на 1-м блоке Калининской АЭС (2006-2007 год) 18 ТВСА - 7,57 / 1,4 18 ТВСА - 7,60 / 1,2 6 ТВСА - 7,80 / 0,0 1 ТВСА - 7,60/1,2 + 18 твэлов 7,6/0,0 (~ 28 МВт*сут/кгU) 1 ТВСА - 7,60/1,2 + 18 твэлов 7,8/0,0 (~ 28 МВт*сут/кгU)


Слайд 10

11 11 Состояние поверхности твэлов ТВСА после 2-х лет эксплуатации Область 13-й ДР Область 2-й ДР


Слайд 11

12 12 Картограмма размещения ТВС в 24-й топливной загрузке на 1-м блоке Калининской АЭС (2008-2009 год) 36 ТВСА - 7,80 / 0,0 6 ТВСА - 7,80 / 0,0 1 ТВСА - 7,60/1,2 + 18 твэлов 7,6/0,0 (~ 55 МВт*сут/кгU) 1 ТВСА - 7,60/1,2 + 18 твэлов 7,8/0,0 (~ 55 МВт*сут/кгU)


Слайд 12

13 13 ВВЭР-1200 Обоснование коррозионной стойкости выполнено для новых параметров реактора, включая повышенное до 11,4% вес. паросодержание в теплоносителе. Массовое расчетное паросодержание на выходе максимально «горячей» ячейки в течение кампании (реальные параметры для топливного цикла 5х1 год) показано на рисунке.


Слайд 13

14 14 Модернизация сплава Э110 – увеличение O и Fe 300 200 750 100 450


Слайд 14

15 15 Зависимость радиационного формоизменения от содержания железа в оболочечных трубах из сплава Э110 при облучение в реакторе в БОР-60 время облучения 4200 час Радиационный рост


Слайд 15

16 16 Характеристики твэлов нового поколения и штатных твэлов Основные требования к материалам оболочек твэлов Повышение надежности твэлов нового поколения (циркониевая губка, утонение стенки 0.65 ? 0.57 мм) Обеспечение конкурентоспособности (свойства по коррозии и формоизменению) Технологичность


Слайд 16

17 17 ЗАКЛЮЧЕНИЕ по ВВЭР-1000: Эволюция топлива на энергоблоках


Слайд 17

18 Смешанное топливо для БР Федеральная целевая программа «Ядерные энерготехнологии нового поколения…» определяет приоритетным направлением создание замкнутого топливного цикла (ЗТЦ) с регенерацией плутония из отработавших ТВС для использования его в качестве топлива реакторов на быстрых нейтронах.


Слайд 18

19 Смешанное топливо для БР Обоснованным вариантом вовлечения плутония в топливный цикл является изготовление таблеточного смешанного оксидного топлива (МОКС-топлива) для реакторов типа БН. На ПО «Маяк» накоплен опыт по получению на заводе РТ-1 регенерированного диоксида плутония и опытно-промышленному изготовлению ТВС с таблеточным МОКС-топливом для БН-350 и БН-600. Всего испытано 53 таких ТВС до максимальной глубины выгорания 11,8 % т.а. с повреждающей дозой на оболочке до 82 сна. В БН-600 проходят испытания три экспериментальных ТВС с таблеточным МОКС-топливом в конструктиве БН-800, отличающемся, главным образом, наличием в верхней части поглощающих элементов вместо торцевого экрана.


Слайд 19

20 Смешанное топливо для БР Перспективным направлением развития топливных технологий является переход на так называемые плотные виды смешанного топлива: нитриды, карбиды, металлические сплавы и композиционные топливные материалы на их основе. В исследовательских реакторах испытано значительное количество экспериментальных твэлов с различным видом плотного топлива, включая нитридное и металлическое смешанное топливо.


Слайд 20

21 - унификация технологий и машиностроительного комплекса; - обеспечение рентабельности производства и систематического снижения топливной составляющей в стоимости киловатт-часа; - готовность технологий к промышленному внедрению; - максимальное использование действующих промышленных производств для снижения капитальных затрат; - интеграция элементов ЗТЦ в действующий топливный цикл; - минимизация количества РАО на окончательное захоронение; - минимизация транспортных расходов; - обеспечение возможности экспорта технологий, продукции и услуг; - возможность поэтапного совершенствования по экономическим и экологическим показателям. Принципы создании промышленного производства для смешанного топлива


Слайд 21

22 Во ВНИИНМ разработана универсальная технология изготовления смешанного таблеточного МОХ с применением метода вихревого размола (ВР-процесс). В основе - принцип сухого смешивания диоксидов урана и плутония в электромагнитном вихревом смесителе. Внедренная на ПО «Маяк» технология запатентована в России (Патент РФ №2262756) и в ряде зарубежных стран (Германия, Бельгия, Франция, Китай и др). Переход к изготовлению таблеток плотного топлива (например, смешанного нитридного) предусмотрен без изменения состава основного технологического оборудования. Требуется лишь создание дополнительного модуля для производства соответствующих исходных материалов. Твэлы с таблеточным МОХ альтернативы не имеют


Слайд 22

23 Реализация принципа универсальности таблеточного производств


Слайд 23

24 BN-800 Твэлы с МОХ-топливом: BN-600


Слайд 24

25 Феррито-мартенситная сталь Аустенитная сталь Irradiation-induced swelling – criterion of structural material choice Swelling,%


Слайд 25

26 Перспективы усовершенствования топлива в БН?600


Слайд 26

27 Некоторыепараметры эксплуатации топлива в БН?800


Слайд 27

28 Некоторые параметры эксплуатации топлива в БН?1200


Слайд 28

29 Реакторные испытания для подтверждения работоспособности твэлов БН-1200 Material science assembly, BN-600 сна


Слайд 29

30 Переработка ОЯТ Унифицированное таблеточное производство стыкуется с водно-экстракционной технологией переработки ОЯТ тепловых реакторов. Обеспечивается преемственность технологий топливного цикла на переходном этапе развития атомной энергетики. Высокие степени очистки ОЯТ от осколков деления (107 – 108) водных методов переработки позволяют свести к минимуму экологическую нагрузку на топливный цикл, обеспечив приемлемые радиационные характеристики при производстве и обращении со свежими ТВС на всех стадиях. Продемонстрировано на Западе и подтверждается в России, что водно-экстракционные технологии могут быть малоотходными, с развитыми методами кондиционирования ЖРО и минимально возможными объемами РАО, образующимися от ОЯТ, для захоронения в геологических формациях. Окончательные объемы РАО от переработки ОЯТ фактически зависят от свойств материалов, применяемых для их изоляции (стекло, керамика).


Слайд 30

31 Разработка дисперсионных твэлов ПЭБ и АСММ В основе разработкиа активной зоны для головного ПЭБ - ледокольная активная зона КЛТ-40 канального типа. В активных зонах атомных ледоколов типа КЛТ-40 используются твэлы на основе высокообогащенного урана (содержащего более 20 % 235U). Для обеспечения экспортного потенциала ПЭБ и АСММ с КЛТ-40С необходимо было разработать топливо с обогащением урана не более 20%. Разработка твэлов для ПЭБ и АСММ проводилась путем модернизация твэлов атомных ледоколов на основе проверенных конструкции и технологии. Разработаны твэлы на основе композиции «UO2+алюминиевый сплав» («керметное» топливо), обладающей существенно большей ураноёмкостью, чем топливо атомных ледоколов. Проведен комплекс дореакторных исследований твэлов, в результате которых определены их характеристики в необлученном состоянии.


Слайд 31

32 Испытания дисперсионных твэлов ПЭБ и АСММ В петлях исследовательского реактора МИР (НИИАР) успешно проходят испытания разработанных твэлов в составе облучательного устройства «Гирлянда» и в составе полномасштабной ТВС. Испытаны два блока, испытания еще двух блоков и полномасштабной ТВС продолжаются, все твэлы герметичны. Проведены послереакторные исследования твэлов, достигнувших выгорания вплоть до 0,98 г/см3 (150 МВт·сут/кгU), показавшие их надежность и работоспособность применительно к условиям эксплуатации в КЛТ-40С. Слева – микроструктура топливной композиции при выгорании 0,89 г/см3; справа – распухание сердечника твэлов в зависимости от выгорания.


Слайд 32

33 Испытания дисперсионных твэлов ПЭБ и АСММ Проведены термические испытания облученных твэлов и исследование поведения негерметичных облученных твэлов в петле реакторе МИР. Результаты этих исследований показали, что керметное топливо не уступает топливу атомных ледоколов по радиационной стойкости в условиях запроектных аварий и по коррозионной стойкости в негерметичном состоянии. По результатам конструкторско-технологических проработок, дореакторных и послереакторных исследований в 2007 году выпущен, согласован и утвержден технический проект твэла 14-14 для активной зоны головного ПЭБ.


Слайд 33

34 34 Спасибо за внимание!


×

HTML:





Ссылка: