1 1 Разработка новых видов топлива и конструкционных материалов для крупномасштабной ядерно- энергетической системы России Россия, Москва, 26-27.05.2010.

Презентация:



Advertisements
Похожие презентации
1 1 Украина, Киев, 15 сентября 2010 г. А. А. Тузов, ОАО «ТВЭЛ» Тепловыделяющие элементы ВВЭР-1000: развитие конструкции, топливных композиций и конструкционных.
Advertisements

ОПТИМИЗАЦИЯ СПЛАВА Э110 ДЛЯ ОБОЛОЧЕК ТВЭЛОВ ВВЭР-1000 В.А. Маркелов, В.В. Новиков, М.М. Перегуд, В.Ф. Коньков, В.Н. Шишов, А.А. Балашов ФГУП ВНИИНМ им.
ЕСТЬ ЛИ БУДУЩЕЕ У ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ? Адамов Е.О. Институт энерготехники им. Доллежаля Н.А. ГК «Росатом»
Газоохлаждаемый реактор с высоким коэффициентом полезного действия Котов В. М., Зеленский Д.И. (1) ИАЭ НЯЦ РК, г. Курчатов, ВКО Республика Казахстан. (2)
1 Концерн «Росэнергоатом» Опыт эксплуатации топлива на АЭС с ВВЭР Первый заместитель руководителя департамента по эксплуатации АЭС с реакторами ВВЭР В.Е.
1 Реакторы, охлаждаемые водой сверхкритического давления при двухходовой схеме движения теплоносителя Ю.Д. Баранаев, А.П. Глебов, А.В. Клушин, В.Я. Козлов.
ЗАМКНУТЫЙ ТОПЛИВНЫЙ ЦИКЛ И РЕАКТОРЫ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ.
Синявский В.В. Ракетно-космическая корпорация «Энергия» им. С.П.Королева Вклад Института Ядерной Физики (ИЯФ) Казахстана в создание научно-технического.
Планы и перспективы модернизации конверсионного производства ОАО «ТВЭЛ», возможности для совместного бизнеса.
Опыт эксплуатации новых топливных сборок и перспективы развития топливных циклов для АЭС с ВВЭР Докладчик: Мохов В. А. Международная научно-техническая.
Лекция 7. Цель. Познакомить слушателей с техническими характеристиками исследовательских реакторов БР-10 и МИР, устройством их активных зон, их возможностями.
1 ЯДЕРНОЕ ТОПЛИВО ДЛЯ АЭС с ВВЭР: СОВРЕМЕННОЕ СОСТОЯНИЕ И ПЕРСПЕКТИВЫ В.Л. Молчанов Заместитель исполнительного директора Совещание заместителей главных.
Н.А.Ильина 23 декабря 2010 г. Проекты «Новая технологическая платформа: замкнутый ядерный топливный цикл и реакторы на быстрых нейтронах» (Проект НТП)
Энергоэффективность, энергосбережение и ядерная энергетика Соглашение на период гг. Тема: Высокоскоростные оптико-электронные.
Федеральное государственное унитарное предприятие «Производственное объединение «Маяк» ПРЕДПРИЯТИЕ ГОСУДАРСТВЕННОЙ КОРПОРАЦИИ ПО АТОМНОЙ ЭНЕРГИИ « РОСАТОМ.
1 1 Международное сотрудничество в области исследования ядерного топлива водоохлаждаемых реакторов в обоснование совершенствования его характеристик 2009.
Разработка технологий повышения эксплуатационных свойств циркониевых конструкционных элементов ядерных энергетических реакторов Б.В. Бушмин, В.С. Васильковский,
МОУ Акуловская сош 2009 год Атомные электростанции (АЭС) Учитель физики Карпачева Валентина Алексеевна.
5-я международная научно-техническая конференция «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР» 29 мая-1 июня 2007 г., Подольск, Россия ФГУП ОКБ «ГИДРОПРЕСС» Разработка.
1. Определить последовательность проезда перекрестка
Транксрипт:

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

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).

3 3 ВВЭР-1200 Основные параметры РУ ВВЭР-1200 и ядерного топлива Параметры ВВЭР-1000ВВЭР-1200 Номинальная мощность реактора, МВт Давление теплоносителя на выходе из реактора, МПа15,716,2 Температура теплоносителя на входе в реактор, С ,6 Температура теплоносителя на выходе из реактора, С ,7 Максимальный линейный тепловой поток, Вт/см Межперегрузочный период, мес /(18-24) Высота топливного столба, мм Масса UO 2, кг Все изменения рабочих параметров топлива требуют своего обоснования!!!

4 4 ВВЭР-1200 Топливные циклы АЭС-2006 – Заказчику на выбор! Топливный цикл5х13х1,5 Количество ТВС подпитки, шт.3678 Среднее обогащение ТВС, %4,844,85 Длительность работы топливной загрузки, эфф.сут. (без мощностного эффекта) Выгорание в выгружаемых ТВС, МВт*сут/кг U -среднее -максимальное 57,2 64,5 45,6 64,0 Удельный расход природного урана (отвал 0.3%)0,1910,24

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

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.

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

8 8 Эффект от использования «толстых» таблеток в ВВЭР-1000 – увеличение загрузки. Применение в настоящее время – блок 1 Калининской АЭС

я топливная загрузка на 1-м блоке Калининской АЭС ( год) 30 ТВСА - 7,57/1,4 10 ТВСА - 7,60/1,2 1 ТВСА - 7,60/1, 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 %)

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

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

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

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.

14 Э110 штатный Э110 оптимизированный Корректировка 2007 г. ТУ по Fe для Э Модернизация сплава Э110 – увеличение O и Fe

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

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

17 ЗАКЛЮЧЕНИЕ по ВВЭР-1000: Эволюция топлива на энергоблоках Конструкционные материалы ТВС Циркониевые сплавы Э110 и Э635 Повышение жесткости ТВС Выгорающий поглотитель UO 2 – Gd 2 O 3 (5% 8%) Снижение пиковых нагрузок. Повышение выгорания. Обогащение топлива 235 U (4,4% 4,95%) Повышение выгорания и энерговыработки Увеличение наружного диаметра топливной таблетки 7,57 7,60 7,8 Уменьшение центрального отверстия топливной таблетки 2,3 1,4 1,2 0,0 Увеличение длины топливного столба Изменение конструкции оболочки 9,1х7,73 9,1х7,93

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.

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.

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.

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

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 ) 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

23 Реализация принципа универсальности таблеточного производств

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

25 EP 450 Феррито- мартенситная сталь Аустенитная сталь Irradiation-induced swelling – criterion of structural material choice Swelling,%

26 ParameterCurrent statusStage 1Stage 2 Fuel cladding material 06 Cr16 Ni15 Мo2 Mn2 Тi W B (ChS-68 cw) 06 Cr16 Ni15 Мo2 Mn2 Тi W B (ChS-68 cw) 07 Cr16 Ni19 Мo2 Mn2 Nb Тi V (EK164 cw) Lifetime duration, effective days /770 Interval duration between refuelings, effective days Number of operation intervals of FA basic array 445 Installed power factor, % 0,77-0,800,81 Maximal local fuel burn-up, % h.a. 11,2-11,611,715,0 Maximal damage dose, dpa Fuel element maximal HGR, kW/m 47 Fuel cladding maximal temperature, С 700 Перспективы усовершенствования топлива в БН 600

27 ParameterDesign basis coreProspects Fuel cladding material 06 Cr16 Ni15 Мo2 Mn2 Тi W B (ChS-68 cw) 07 Cr16 Ni19 Мo2 Mn2 Nb Тi V (EK164 cw) Campaign, eff. days Fuel cycle between refuelings, eff. days Number of fuel cycles during FA campaign 34 Maximal local fuel burn-up, % h.a. 10,312,5-13,5 Maximal damage dose, dpa Fuel rod maximal HGR, kW/m 48 Fuel cladding maximal temperature, С 700 Некоторыепараметры эксплуатации топлива в БН 800

28 ParameterStage 1Stage 2Stage 3 Fuel cladding material 16 Cr12 W2 V Ta N B (EK-181) 20 Cr12 Mo W V Nb N B (ChS-139) ODS Campaign, eff. days Fuel cycle between refuelings, eff. days 330 Number of fuel cycles during FA campaign 456 Maximal local fuel burn-up, % h.a. 14,417,620,6 Maximal damage dose, dpa Fuel rod maximal HGR, kW/m 46 Fuel cladding maximal temperature, С 670 Некоторые параметры эксплуатации топлива в БН 1200

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

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 (10 7 – 10 8 ) 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).

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 «UO 2 +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.

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.

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 для активной зоны головного ПЭБ.

34 Спасибо за внимание!