?

Log in

No account? Create an account

Previous Entry | Next Entry

Вчера появилась новость:

Главный технолог проекта «Прорыв» Владимир Троянов сообщил о результатах послереакторных исследований первой комбинированной экспериментальной тепловыделяющей сборки (КЭТВС-1) со смешанным нитридным топливом.


Проектное изображение опытного центра с реактором БРЕСТ-300-ОД. МП - модуль переработки ОЯТ, МФР - модуль фабрикации/рефабрикации нового топлива производительностью 14,7 тонны топлива (по СНУП) в год.

Первые послереакторные исследования, проведенные в Государственном научном центре - НИИ атомных реакторов (ГНЦ-НИИАР), с точки зрения ученых дали феноменальные результаты.

«Не обнаружены нарушения в целостности топливного столба, очень порадовала низкая деформация оболочек», - сообщил Владимир Троянов.

Совокупность полученных экспериментальных данных показывает, что состояние твэлов с нитридным топливом удовлетворительное и их ресурс далеко не исчерпан.

Три года назад ГНЦ-НИИАР изготовил комбинированную экспериментальную ТВС, в состав которой вошли четыре экспериментальных твэла с нитридным топливом производства АО «ВНИИНМ им. академика А.А.Бочвара».  Сборка была загружена в реактор БН-600 на Белоярской АЭС. После того, как она отработала заданный ресурс, ее извлекли из реактора и на полгода поместили во внутриреакторное хранилище для снижения тепловыделения до допустимого уровня. Затем эта экспериментальная ТВС была возвращена в НИИАР для проведения послереакторных исследований. Первый цикл исследований был завершен в конце октября 2015 года. В целом, программа всех послереакторных исследований первой экспериментальной  тепловыделяющей сборки со смешанным нитридным топливом рассчитана до середины 2016 года. Она предусматривает различные, в том числе разрушающие исследования.

В настоящий момент шесть полностью изготовленных в АО «СХК» экспериментальных тепловыделяющих сборок со смешанным нитридным топливом находятся на испытании в реакторе БН-600. Кроме того, специалисты СХК приняли участие в изготовлении четырех комбинированных экспериментальных сборок.

Полученные результаты исследований лягут в основу лицензирования обоснования работоспособности нитридного топлива в быстрых реакторах. Результаты работ будут использованы при реализации проекта создания опытно-демонстрационного энергокомплекса в составе реакторной установки «БРЕСТ-ОД-300» и  пристанционных модулей по производству плотного топлива и переработке облученного плотного топлива на площадке АО «СХК».
==================================================================================================

Хочется прокомментировать. Для начала надо напомнить, что одно из ключевых слов здесь - "нитридное": вместо стандартного диоксида урана UO2 тут планируется использовать нидрид урана UN и плутония PuN. Оксиды известны вдоль и поперек, наработав миллионы ТВС-лет в реакторе. Нитриды известны гораздо хуже, причем со всех сторон - как сделать порошок нитрида, топливную таблетку, как она ведет себя в реакторе, как взаимодействует с конструкционными материалами и теплоносителем и т.п. Почему они используются в "Прорыве"? Нитриды урана-плутония имеют большую плотность, а значит бОльшее удельное содержание делящихся материалов в активной зоне, меньше потери нейтронов и больший коэффициент воспроизводства плутония. С помощью нитридов Кв >1 можно получить для зоны без воспроизводящих экранов, что заметно упрощает эксплуатацию. Злые языки говорят кроме того , что нитриды выбраны потому, что оксиды всплывают в свинцовом теплоносителе, что не айс при разрушении твэла :)

Итак, в рамках проекта прорыв планируются обширные исследования поведения нитридного топлива, в том числе путем изучения физико-химических характеристик облученного топлива.



Для чего планируется изготовить множество экспериментальных ТВС, какие-то из них будут нужны для определения поведения топлива "вообще", какие-то - для отличий в поведении топлива в будущих ТВС быстрых реакторов ПРОРЫВа от "вообще".



Верхняя строчка - и есть та ТВС, которая успешно была облучена в реакторе до 6% выгорания, потом "отлежалась" (ВРХ) и прошла послереакторные испытания (ПРИ). За ней следуют еще 4 совсем опытные КЭТВС, а затем и уже более приближенные к рабочим ТВС БРЕСТ-300 и БН-1200 на нитридном топливе ЭТВС-3...15



8% т.а. означает, что 8 процентов плутония в ТВС распадется (при этом из U238 наработается  примерно равное количество свежего плутония). Это весьма немало - вдвое больше, чем в современных реакторах с водой под давлением. В то же время, это всего половина от стартовой загрузки плутония в ТВС (17% тяжелого металла, остальное - U238) - и это одна из важнейших причин, почему быстрые реакторы нежизнеспособны без радиохимической переработки: уж слишком низкое топливоиспользование.

Как мы видим, выгорание на ЭТВС будет набираться постепенно, от ТВС к ТВС. Такие уровни дозовых повреждений достигаются непросто: распухает таблетки, охрупчивается и распухает материал оболочки, в твэле накапливаются газообразные продукты деления. Как исследуют эти воздействия на топливо, что происходит при загадочном ПРИ?

ТВС после облучения очень и очень радиоактивны. Поэтому все исследования ведутся дистанционно, в горячих камерах. Для начала ТВС разбирается или распиливается, что бы можно было достать отдельные твэлы. После этого начинается неразрушающее и разрушающее исследование твэлов.



Смотрим, нет ли деформации и повреждений.


Делаем рентгеновский снимок облученного топлива.


С помощью гамма-спектрометра выясняем распределение продуктов деления плутония вдоль твэла. Почему он имеет такую форму? Потому что интенсивность ядерной реакции неравномерна вдоль твэла:


Теперь нам нужно узнать следующий важный параметр - насколько ядерное топливо подвержено распуханию и растрескиванию. Прокалываем твэл и измеряем газовый состав внутри:


Отлично, всего 5% газообразных продуктов деления вышли в объем твэла, остальное заперто в матрице топлива. Режем твэл, фотографируем и измеряем формоизменение таблеток:


Топливо потрескалось... но насколько оно распухло? Измеряем геометрию


Видим, что изменение объема довольно прилично. Такое распухание не даст получить выгорание выше 4,5-5%. Однако оно имеет две природы - появление газовых пор внутри топлива и распухание кристаллической решетки за счет радиационного повреждения. Первое менее опасно, чем второе. После измерения объема образцов в жидкости, видим


Основной эффект привносит пористость, т.е. газообразные продукты. Что ж, возможно технологические изменения на этапе приготовления топливного порошка, прессования и спекания таблетки дадут лучшие результаты.

Примерно так, а порой и более хитрыми и сложными методами исследуют все новое топливо, сравнивая результаты с моделированием. Сложность, длительность, дороговизна таких исследований во многом определяет длительность и дороговизну любых разработок ядерной энергетики. Поэтому очень радует, когда видишь, что подобная работа в проекте Прорыв выполняется в соотвествии с графиком и результаты радуют создателей.

Comments

( 41 comments — Leave a comment )
ardelfi
Nov. 21st, 2015 04:50 am (UTC)
Смотрел это и подумал: а почему делящиеся элементы должны быть связаны с кислородом или азотом, как конструктивное решение изоляции их от охладителя? Ведь решение может быть другим: актиниды в твёрдой-жидкой фазе в контейнере со свободным объёмом, заполненным гелием. В ходе работы такого ТВЭЛа металл будет в жидкой форме (никаких повреждений решётки), газы (включая йод) будут в свободном объёме, твёрдые осколки будут в металле. Прочных керамических оболочек известно достаточно, подобрать можно нужную, тот же нитрид циркония. Есть какие-то препятствия?
derkanat
Nov. 21st, 2015 08:42 am (UTC)
первый раз вижу такую интересную интерпретацию. Почему Вы решили, что делящиеся элементы должны быть связаны с кислородом или азотом?
В коммерческих реакторах большой мощности используется керамика из-за высокой температуры плавления керамики. Зоны коммерческих реакторов очень энергонапряженные.
А первый и основной барьер защиты является оболочка твэла. Керамика как любое твердое вещество также удерживает осколки деления, но считать керамику барьером безопасности, имхо не очень правильно. Хотя в любом случае лучше это иметь, чем не иметь

Кстати, за время развития ядерной технологии были попробованы и используются различные виды ядерного топлива.
Используются также и металлическое топливо, в основном в исследовательских и/или в реакторах малой мошности, где зоны относительно слабо энергонапряженные

Есть топливо, где U-235 (как металл) диспергирован в металлическую матрицу.
Есть топливо, где UO2 диспергирован в металлическую или в керамическую матрицу.
Использование UO2--это Оптимум, которые был найден по отношению к коммерческим реакторам и поэтому широко используется в атомной промышленности.

Edited at 2015-11-21 08:59 am (UTC)
ardelfi
Nov. 21st, 2015 10:29 am (UTC)
В оксидном, нитридном и карбидном топливе делящиеся элементы связаны. Это не интерпретация, а факт и норма для современных реакторов. Твёрдые металлические твэлы раздуваются от накопленных в матрице осколков. Видимо для большинства коммерческих дизайнов это неприемлемо.

Про барьеры я знаю. Это никак не является барьером для других конструкций твэла. Оптимум это лишь для руководства, которое обычно ненавидит любые риски. Например, китайцы построили свой газовый реактор (HTR-10) по немецкому прототипу, от которого немцы отказались от страха перед риском, и теперь на 2017 у них намечена сдача более крупного дизайна на 210МВт-э -- они теперь будут как-бы первые в этом деле, и если получится с первым, построят 19 таких.

Edited at 2015-11-21 10:32 am (UTC)
(no subject) - derkanat - Nov. 21st, 2015 12:34 pm (UTC) - Expand
derkanat
Nov. 21st, 2015 09:08 am (UTC)
А чтобы понять, что контейнер с делящимся веществами в твердой-жидкой фазе никуда не годится. Можно просто провести мысленный эксперимент. Просверлим внизу контейнера дырку (симуляция разгерметизации). Естественно, через некоторое время вся жидкость через эту дырку выльется наружу (гравитация), в то время как с топливом в твердой фазе такого не наблюдается. Выход будет но относительно незначителен в сравнении с жидким топливом.
ardelfi
Nov. 21st, 2015 10:20 am (UTC)
Проведите лучше мысленный эксперимент в гугле по запросу "molten salt reactor". А вот мысленно сверлить дырки можно во всём с одинаковой смелостью, только аргументом ни за ни против это не является.
(no subject) - derkanat - Nov. 21st, 2015 12:35 pm (UTC) - Expand
(no subject) - ardelfi - Nov. 21st, 2015 01:38 pm (UTC) - Expand
tnenergy
Nov. 21st, 2015 09:12 am (UTC)
Так в лоб не получается подобрать причину. Наверное она лежит где-то на стыке свойств. Ну например, что смешанное плутоний-урановое топливо в виде жидких металлов расслоится, плутоний всплывет, а уран утонет. Не знаю точно так ли это, или они растворяются друг в друге. Требования к матрице тоже значительно возрастают - температура оболочки будет порядка 1000 С, прочность, ползучесть, радиационная стойкость - не меньше, чем у существующих твэлов. Кроме того, технология изготовления оболочки тоже важна. Так, например карбид кремния довольно давно рассматривается как кандидат материалов твэлов, но из него весьма непросто сделать тонкостенную трубку заданного качества.

(no subject) - ardelfi - Nov. 21st, 2015 10:15 am (UTC) - Expand
gray_bird
Nov. 21st, 2015 12:08 pm (UTC)
Интересный вопрос, если топливо будет в жидкой фазе свободно тусоваться по некому объему, существует ли вероятность, что оно спонтанно будет менять к примеру обогащенность?
Сейчас концентрация топлива выверена и жестко связана в керамике, все предсказуемо. Предположим, в результате конвекционных токов расплава будет происходит сепарация, в некоторой зоне будет становится больше более тяжелого элемента, в другой будет скапливаться менее тяжелый, причем снаружи на этот процесс повлиять не получится, эдак до локальной СЦР недалеко.
А оно надо?
(no subject) - tnenergy - Nov. 21st, 2015 01:14 pm (UTC) - Expand
(no subject) - ardelfi - Nov. 21st, 2015 01:35 pm (UTC) - Expand
(no subject) - tnenergy - Nov. 21st, 2015 01:48 pm (UTC) - Expand
(no subject) - ardelfi - Nov. 21st, 2015 02:25 pm (UTC) - Expand
(no subject) - tnenergy - Nov. 21st, 2015 06:43 pm (UTC) - Expand
(no subject) - ardelfi - Nov. 24th, 2015 08:51 am (UTC) - Expand
(no subject) - savechenkov - Nov. 25th, 2015 06:17 pm (UTC) - Expand
(no subject) - ardelfi - Nov. 25th, 2015 06:53 pm (UTC) - Expand
(no subject) - savechenkov - Nov. 25th, 2015 08:54 pm (UTC) - Expand
victor_chapaev
Nov. 21st, 2015 07:56 am (UTC)
Спасибо, очень интересно. Мы следим за БН-800 - там наши знакомые наладчики работают на энергопуске, будем и за прорывом следить
freedom_of_sea
Nov. 21st, 2015 09:19 am (UTC)
разве нитрид не взрывается, как например азид свинца?

Почему не используют металлический уран/плут ? Он же ещё плотнее?
tnenergy
Nov. 21st, 2015 09:30 am (UTC)
Нитрид горит на воздухе, поэтому вся линия производства топлива в герметичных боксах с азотной атмосферой строго контролируемой по кислороду и влаге.

Металлический уран/плутоний после выгорания 4 ГВт*дней (это примерно 0,5% т.а.) распухают и деформируются до такой степени, что начинают разрушать стенки твэла. Такое топливо активно использовалось на заре ядерной индустрии в реакторах-наработчиках оружейного плутония - блочки из природного урана, выгорание 0,1-0,2%, наработка плутония 0,05-0,1% веса.
humandok
Nov. 21st, 2015 12:11 pm (UTC)
Небольшой обывательский вопрос от человека далекого от ядерной энергетики: судя по тому что я читал о реакторе Брест-600 и МОКС топливе, то в нем предполагается "дожигание" отработанных тепловыделяющих элементов. Скажите пожалуйста, значит ли это, что со временем в России будет полностью решена проблема утилизация всего отработанного ядерного топлва, которого у нас уже большие запасы на хранении.
derkanat
Nov. 21st, 2015 12:49 pm (UTC)
Нет, не правда. Проблему полной утилизации отработанного ядерного топлива не возможно решить ни Брестом, ни Моксом. Ни какой-либо комбинации из них

Edited at 2015-11-21 12:51 pm (UTC)
tnenergy
Nov. 21st, 2015 01:10 pm (UTC)
На самом деле, для того, что бы правильно ответить на ваш вопрос, надо написать целую книгу :) ОЯТ - это не грязная тряпка, которую можно сжечь, это проблема состоящая из четырех разделов:

1. Продукты деления, которые образуются при цепном делении урана/плутония в реакторе. Их можно только отделить и захоронить. Время сохранения опасности - десятки и сотни тысяч лет.
2. Трансактиниды. Паразитные элементы, образующиеся из урана и плутония в реакторе. Сильно радиотоксичны, но в принципе они могут работать топливом в быстром реакторе. Их надо научится отделять и "сжигать"
3. Остаточный плутоний и уран, к сожалению, худшего качества, чем загружен в реактор. Его тоже можно отделить и сжечь
4. Металлические конструкции ТВС, которые можно просто захоронить, время сохранения опасности - сотни лет.

Таким образом, решать надо сразу много вопросов. У нас в стране создано за последние годы производство МОКС-топлива для БН-800, где решается только половинка вопроса №3. Дальше планируется построить ОЦД, где будет перерабатываться ОЯТ и решаться вопросы 1,3,4. Кроме того есть и ветка реакторов БРЕСТ (не путайте с БН, это довольно принципиально разные концепции!), которые пока только в планах. Вот у них сразу планируется станционный модуль (МП-МФР, на первой картинке), который будет полностью решать вопросы переработки ОЯТ. На входе обедненный уран, на выходе продукты деления и металлические конструкции ТВС.
humandok
Nov. 21st, 2015 09:27 pm (UTC)
Спасибо вам обоим за ответы. Как всегда, все оказалось намного сложнее =) Но тенденция к практическому решению проблем все же радует.

Edited at 2015-11-21 09:28 pm (UTC)
(no subject) - djkmomega - Nov. 22nd, 2015 10:34 am (UTC) - Expand
(no subject) - tnenergy - Nov. 22nd, 2015 10:38 am (UTC) - Expand
(no subject) - greendaygurl37 - Feb. 24th, 2016 12:02 am (UTC) - Expand
( 41 comments — Leave a comment )

Profile

tnenergy
Ядерная энергия

Latest Month

December 2017
S M T W T F S
     12
3456789
10111213141516
17181920212223
24252627282930
31      
Powered by LiveJournal.com